CN103119659A - 用于控制核反应堆堆芯内核燃料组件位置的方法和相应的控制组件 - Google Patents
用于控制核反应堆堆芯内核燃料组件位置的方法和相应的控制组件 Download PDFInfo
- Publication number
- CN103119659A CN103119659A CN2011800463544A CN201180046354A CN103119659A CN 103119659 A CN103119659 A CN 103119659A CN 2011800463544 A CN2011800463544 A CN 2011800463544A CN 201180046354 A CN201180046354 A CN 201180046354A CN 103119659 A CN103119659 A CN 103119659A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- nuclear fuel
- fuel assembly
- core plate
- respect
- shape hole
- 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
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/08—Structural combination of reactor core or moderator structure with viewing means, e.g. with television camera, periscope, window
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/10—Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
- G21C19/19—Reactor parts specifically adapted to facilitate handling, e.g. to facilitate charging or discharging of fuel elements
-
- 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
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
本发明涉及一种用于控制多个核燃料组件(1)相对于核反应堆的堆芯中的上部堆芯板(3)的位置的方法,所述方法包括以下步骤:在内部构件或反应堆容器中选择参考点(13);确定所述核燃料组件(1)的S形孔相对于所述参考点(13)的位置,每个S形孔均用于与所述上部堆芯板(3)的对应的定心销配合;获取所述上部堆芯板(3)的所述定心销相对于所述参考点(13)的位置;并且比较所述S形孔的位置与销的位置,并且由此推断是否所述核燃料组件(1)相对于所述上部堆芯板(3)被正确地定位。
Description
技术领域
本发明一般涉及用于控制核反应堆堆芯内核燃料组件的位置的方法。
背景技术
核反应堆的堆芯典型地包括支承在堆芯支承板上的多个棱柱形的核燃料组件。定位在组件之上的是上部堆芯板(upper core plate,UCP),所述UCP设计用途之一为将核燃料组件的上管口锁定在位置上。
核燃料组件的每个上管口典型地包括两个孔(称为“S形孔”),所述孔用于与上部堆芯板的定心销配合。定心销突出于上部堆芯板之下,并且每个定心销者啮合在S形孔中。
重要的是将核燃料组件适当地定位在核反应堆堆芯内。
实际上,在堆芯装载操作期间,首先在反应堆堆芯内将核燃料组件设置在位置上,并且随后将上部堆芯板和其它反应堆内部构件放回。在将上部堆芯板(UCP)设置在位置上时,所述销被啮合在所述S形孔中。如果一些组件的S形孔和所述销彼此处于偏离的位置,则可以强制UCP的销进入一些S形孔中。
这并不妨碍反应堆的操作,但是在随后关闭反应堆时,当UCP被从堆芯中提出时,在提升UCP期间,存在核燃料组件仍然附着于上部堆芯板的风险。
这种情况是特别有问题的。
因此,在将组件装载到堆芯中之后以及将上部堆芯板设置在位置上之前,需要对堆芯的核燃料组件相对于上部堆芯板的位置实施高度可靠的控制。
发明内容
在上述背景下,本发明的目的在于提供快速且可靠的用于控制多个核燃料组件相对于上部堆芯板的位置的方法。
为此,根据第一方面,本发明涉及用于控制多个核燃料组件相对于核反应堆的堆芯中的上部堆芯板的位置的方法,所述方法包括以下步骤:
-在反应堆内部构件或反应堆容器中选择参考点;
-确定相对于所述参考点的所述核燃料组件的S形孔的位置,每个S形孔均用于与所述上部堆芯板的对应的定心销配合;
-获取相对于所述参考点的所述上部堆芯板的所述定心销的位置;以及
-比较所述S形孔的位置与所述销的位置,并且由此推断是否所述核燃料组件相对于所述上部堆芯板被正确地定位。
该方法还可以包括单独考虑或根据任何技术上可能的组合考虑的一个或多个以下特征:
-所述参考点是一体地附接到所述堆芯的衬套上的导销,所述导销适用于与所述上部堆芯板的凹槽配合,以便相对于所述堆芯的所述衬套来定位所述上部堆芯板,
-相对于所述参考点的所述S形孔的位置是通过摄取所述核燃料组件的图像、并借助于所述图像确定相对于所述参考点的所述S形孔的位置来确定的,
-每幅图像都适用于提供至少一个给定的核燃料组件的所述S形孔的位置和与所述给定的核燃料组件相邻的核燃料组件的至少一个S形孔的位置,
-由所述核燃料组件的各个图像形成所述多个核燃料组件的整体图像,所述整体图像提供所述多个核燃料组件的全部S形孔的位置,
-通过将所述多个核燃料组件的所述整体图像与所述上部堆芯板的理论图像相比较来实施所述S形孔的位置与所述销的位置的比较,所述上部堆芯板的理论图像提供了对应于所述多个核燃料组件的全部S形孔的全部定心销的位置,
-如果所述核燃料组件的每个S形孔的位置与对应的销的位置的比较显示所述S形孔和所述销之间具有小于预定限值,例如8毫米,的距离,则每个核燃料组件被视为是相对于所述上部堆芯板被正确地定位的,
-通过数字图像捕获设备来摄取所述图像,所述数字图像捕获设备由用于装载核燃料组件的机器移动,
-所述多个核燃料组件包括所述堆芯的至少四分之一的所述核燃料组件,并且优选地包括所述堆芯的至少一半的所述核燃料组件,
本发明涉及一种用于控制多个核燃料组件相对于核反应堆的堆芯中的上部堆芯板的位置的组件的第二方面,包括:
-适用于确定相对于参考点的核燃料组件的S形孔的位置的装置,每个S形孔均用于与所述上部堆芯板的对应的定心销配合,在反应堆内部构件或反应堆容器中选择所述参考点,
-适用于确定相对于参考点的所述上部堆芯板(3)的所述定心销的位置的装置,
-适用于比较所述S形孔的位置与所述销的位置并且由此推断是否所述核燃料组件相对于所述上部堆芯板被正确地定位的装置。
附图说明
由本文以下参照附图以描述而非限制的方式给出的详细说明,将明了本发明的附加的特征和优点,其中:
-图1是要用于实施本发明的控制方法的装置和核反应堆的堆芯的一部分的示意性横截面示图,上部堆芯板被以虚线示出,以确定所述上部堆芯板的位置,所述板在所述控制的时候并不在位置上;
-图2是图1中示出的堆芯的部分的俯视示意图;
-图3是图1中示出的上部堆芯板的仰视图,仅示出所述板的一部分细节;
-图4是以横截面表示的图3的细节IV的放大图,还示出所述板的标引销;
-图5是以部分横截面表示的图4中示出的细节的侧视图;
-图6是啮合于核燃料组件的上管口的S形孔中的上部堆芯板的销的放大图;
-图7是示出摄取核燃料组件的描绘图像的顺序的示意图;
-图8示出捕获描绘图像的示例;以及
-图9是表示本发明所述方法的主要步骤的步骤图。
具体实施方式
如上所示,本发明的方法目的在于控制多个核燃料组件1相对于核反应堆的堆芯5中的上部堆芯板3的位置。
在图1和图2中以示意图部分地示出了核反应堆的堆芯5。堆芯5包括许多棱柱形的核燃料组件1。每个组件1都具有沿着核反应堆堆芯的中央X轴线的细长形状。组件1彼此相邻地被定位于核反应堆的堆芯中,使得两个相邻组件的横向侧表面6彼此相对并且彼此靠近。
每个组件都包括支承结构,核燃料棒被放置在所述支承结构内。所述支承结构除其它以外还包括有上管口和下管口。
组件1由它们的下管口支承在堆芯底板(未示出)上。上部堆芯板3被轴向直接定位于组件1之上。
堆芯还具有大体为圆柱形的与X轴线同轴的堆芯衬套7。衬套7有助于在反应堆堆芯中引导主流体的流通。间隔物9围绕燃料组件1被放置在组件1与堆芯衬套7之间。间隔物9起到将组件1锁定在位置上的作用,并且有助于引导主流体流通通过组件。组件被规则地(例如基于正方形网格)定位于堆芯中。
如图3中示出的上部堆芯板3是大体为圆形的板,具有大体对应于堆芯衬套7的内径的外径。上部堆芯板3以X轴线为中心,并且大体垂直于X轴线。上部堆芯板3具有多个孔11,所述孔11例如被设置用于供反应堆的反应控制棒束的引导管通过,或用于主流体的流通。在图3中仅示出一部分孔11。
堆芯支承板3被牢固地固定到堆芯衬套上的销13相对于堆芯衬套5围绕中央X轴线角向地锁定在位置上。销13相对于堆芯衬套的径向内表面15朝堆芯衬套7的内部径向地突出(图2、图4、图5)。
销13与形成在上部堆芯板3周边处的凹槽17配合。如图4和图5中所示,每个凹槽17都具有稍大于导销13的圆周宽度的圆周宽度。凹槽17在所述上部堆芯板的整个厚度上轴向地延伸。销13啮合到凹槽17中,上部堆芯板3因此在相对于堆芯衬套5的转动中被锁定,并且相对于堆芯衬套5是轴向自由的。
上部堆芯板3在其面向核燃料组件1的下侧表面19上具有多个定心销21(图6)。定心销21自下侧表面19向燃料组件突出。燃料组件的每个上管口23都典型地具有两个称为S形孔的孔25,每个孔25都用于接纳定心销21。如在垂直于X轴线的横截面视图中观察的图8所示,上管口23具有正方形横截面,S形孔25处在所述正方形横截面的两个对角处。S形孔25在顶部处打开,也就是说,朝上部堆芯板打开(如图6中所示)。每个销21都起到将组件1的上管口保持在位置上的作用。
本发明的控制方法(在图9中明确其主要步骤)目的在于核实核燃料组件装载到堆芯中之后是相对于上部堆芯板3被很好地定位的。更具体地,本方法设计为确定是否核燃料组件的S形孔25相对于上部堆芯板的销21被正确地定位。
所述方法包括以下步骤:
-在反应堆内部构件或反应堆容器中选择参考点;
-确定相对于所述参考点的所述核燃料组件的S形孔25的位置;
-获取相对于所述参考点的所述上部堆芯板的定心销21的位置;
-比较S形孔25的位置与定心销21的位置;
-由此推断是否所述核燃料组件相对于所述上部堆芯板被正确地定位。
优选所述参考点是位置相对于所述上部堆芯板以良好精确度已知的元件。典型地,所述参考点是导销13之一,所述导销13能够标引所述上部堆芯板相对于所述堆芯衬套的位置。典型地,相对于定心销13的销21的位置的不确定度为1毫米量级。
通过摄取组件1的图像并且借助于所述图像来确定所述S形孔相对于所述参考点的位置,来实施对所述核燃料组件的S形孔25相对于所述参考点的位置的确定。
更具体地,获取每个燃料组件1的图像。图像捕获装置放置在待拍摄的组件的上管口23之上,图像捕获装置的光学轴线大体平行于所述中央X轴线。每幅获取的图像都具有适当的尺寸,以允许在已拍摄的组件的S形孔的所述图像和与已拍摄的组件相邻的核燃料组件的至少一个S形孔25的所述图像上进行识别。如图8中所示,当以正方形网格布置所述组件时,每个组件29都被八个相邻组件31围绕。每个组件的上管口都具有两个S形孔25,所述两个S形孔25布置在所述管口的沿对角线的两个角处。典型地,全部组件都基于相同的取向而设置,使得不同组件的S形孔25处在相同的对角线上。因此,与组件29相邻的若干个组件31在靠近组件29的边缘上都具有一个S形孔25。在图8示出的示例中,与组件29相邻的组件中的六个组件都具有靠近组件29的一个S形孔25。
因此,在该示例中,组件29的图像不仅允许识别组件29的两个S形孔,而且允许识别所述相邻组件中的六个组件的一个S形孔。
如图7中所示,根据预定顺序,逐个组件地获取图像。例如,逐行地处理所述组件。这样,从位于该行第一端处的组件开始穿过第一行。随后拍摄相邻组件,并且向右继续穿过该行,直到位于该行第二端处的组件为止。然后例如在相反方向上处理相邻的行。这种S取向的路径有助于最小化所述图像捕获装置从一个组件到另一个组件的行进时间。
一旦已经获取了每个核燃料组件的图像,就根据先前获取的图像创建全部核燃料组件的全面的整体图像。所述整体图像提供了全部核燃料组件的全部S形孔彼此之间的位置。通过合并已获取的图像计算地创建所述整体图像。
如本文中以上所示,每幅图像均包括还在其它图像中出现的S形孔25。因此,各个图像中相对于彼此的位置可以被精确地调节。
然后由所述整体图像确定所述S形孔相对于所述参考点的位置。为此,需要精确地知道至少一个S形孔25相对于所述参考点的位置。
可以以多种方式确定该位置。例如,可以获取附加的图像,所述附加的图像同时示出用作参考点的所述导销和位于销13附近的组件的孔25。
或者,可以获取显示组件的孔25相对于所述堆芯的元件的位置的图像,所述元件相对于所述导销的位置是精确已知的。该元件例如可以是间隔物9的元件。为此也可以使用针对邻近所述间隔物的组件而获取的图像之一。
所述S形孔的位置和所述销的位置的比较是通过将先前形成的整体图像与所述上部堆芯板的理论图像相比较来实施的,所述理论图像提供不同定心销相对于所述参考点的位置。该图像典型地是存储在数据库中的预定的数字图像。例如,该图像是根据所述核反应堆的堆芯的元件(尤其是所述堆芯的所述衬套和所述上部堆芯板)的制造图而重构的。
通过将所述整体图像叠加在所述上部堆芯板的所述理论图像上来进行比较。该叠加在计算机上自动地执行。作为变型,由操作者手动地进行该叠加。
然后,针对每个组件的每个S形孔25,确定所述S形孔与上部堆芯板3的对应的销21之间的间隙。为此,例如,考虑叠加中的S形孔25的中心与对应的销21的中心之间的距离,所述距离由所述理论图像和所述整体图像的叠加而得出。所述位置对应于大体垂直于所述反应堆的堆芯的中央X轴线的平面中的位置。所述间隙对应于垂直于所述X轴线的所述平面中的两个中心之间的距离。该间隙距离被自动地计算,或者由操作者图表地确定。
然后,将针对每个S形孔而找到的距离与预定的限值进行比较。该限值例如等于8毫米,优选地等于4毫米,且更优选地等于2毫米。
如果针对组件的一个S形孔而找到的距离大于该限值,则所述组件被认为相对于所述上部堆芯板未很好地定位。相反,如果针对组件的全部S形孔而找到的距离均小于该限值,则所述组件被认为相对于所述上部堆芯板是很好地定位的。
该方法能够提供超出公差(即计算出的距离大于所述预定限值)的全部S形孔25的列表。该方法还能够(或许根据未很好定位的组件的识别数量而)提供未很好定位的组件的列表。该方法还可以提供根据各个组件的S形孔25的位置计算出的组件之间的间隙。
借助于图1示意性示出的装置可以实施本文的上述方法。装置33包括图像捕获装置35和计算机37。图像捕获装置35包括支座39、固定到支座39上的照明装置41、固定到支座39上的密封外壳43和布置在所述密封外壳内的数字图像捕获设备45。图像捕获装置35设计为由机器47移动,机器47用于在所述反应堆的堆芯中装载核燃料组件。为此,支座39包括用于与装载机器47的杆49配合的联结构件。
装置33被设计为使得可以例如根据所述核燃料组件的表面条件从计算机37来调节照明功率强度41。
所述图像捕获设备是例如具有1800万像素分辨率的数字拍摄设备,从而允许在所设想的操作条件下每像素0.1毫米的分辨率。这些条件如下:
-针对每幅图像的大约300毫米/400毫米的视野;
-照相机45的镜头与待拍摄的组件的上管口之间大约2米的距离;
-大约100毫米的焦距长度。
所述设备还可以是数字照相机。
拍摄设备45经由数字连接而连接到计算机37上,从而允许所述计算机与所述拍摄设备之间的数据交换。该链接例如是以太网连接的类型。所述装置适用于允许借助计算机37和从拍摄设备45至计算机37的图像反馈来对所述拍摄设备进行远程控制。
外壳43连接到通气系统(未示出),并且保持在2巴(bar)的内部压力下。
计算机37被编程如下:
-控制由所述拍摄设备针对每个核燃料组件实施的图像获取;
-根据获取的图像来合并图像,以形成所述核燃料组件的所述整体图像;
-根据所述整体图像,且例如根据给出至少一个S形孔相对于所述参考点的位置的图像,来确定S形孔相对于所述参考点的位置;
-存储所述上部堆芯板的所述理论图像;
-将所述整体图像叠加在所述上部堆芯板的所述理论图像之上;
-将先前确定的S形孔的位置与由所述上部堆芯板的所述理论图像得出的销的位置进行比较;
-确定每个S形孔与对应的销之间的间隙距离;
-将确定的间隙距离与预定的限值进行比较;
-提供相对于对应的销未很好地定位的S形孔的列表、提供相对于所述上部堆芯板未很好地定位的组件的列表、(可能地)提供未很好地定位的核燃料组件的识别细节,并且(可能地)计算组件之间的间隙。
由于该控制方法包括用于确定所述核燃料组件的S形孔相对于内部构件或反应堆容器中的参考点的位置的步骤,和用于获取所述上部堆芯板的所述定心销相对于相同的参考点的位置的步骤,所以可以非常精确地比较S形孔的位置与对应的销的位置。
所述上部堆芯板的导销特别适合用作参考点,因为所述上部堆芯板相对于该销的位置是精确已知的。
可以通过借助于适当的器材来摄取所述组件的图像,而快速且方便地确定所述S形孔相对于所述参考点的位置。通过合并借助于图像捕获装置获得的各个图像而形成的核燃料组件的整体图像的使用能够实施与上部堆芯板的销的位置的快速且精确的比较。这允许加速该过程。
如果通过图像捕获装置获得的每幅图像不仅给出具体组件的S形孔的位置,而且给出用作不同图像的并置基准的另一个组件的至少一个S形孔的位置,则可以以良好的精确度构建整体图像。
该方法是特别快速的,对于整个核反应堆堆芯,实施需要的时间例如为大约四个小时。这是特别重要的,因为在反应堆堆芯中卸载和重新装载核燃料组件期间,控制核燃料组件相对于上部堆芯板的位置是处于关键路径上的。由于精确地确定了S形孔相对于所述销的位置,核燃料组件在上部堆芯板的提升期间被卡住的风险被最小化。
不管怎样,出于经济的原因,都将该方法应用于堆芯的至少四分之一的核燃料组件,且优选地应用于堆芯的至少一半的核燃料组件,并且更优选地应用于堆芯的全部核燃料组件。
通过变型,可以调整每幅图像的尺寸,以允许观察两个相邻的组件,并且因此能够确定所述两个组件的S形孔的位置。如果图像捕获设备的分辨率足够的话,则图像的尺寸也可以调整为允许观察四个或更多个组件。
Claims (10)
1.一种用于控制多个核燃料组件(1)相对于核反应堆的堆芯(5)中的上部堆芯板(3)的位置的方法,所述方法包括以下步骤:
-在反应堆内部构件或反应堆容器中选择参考点(13);
-确定相对于所述参考点(13)的所述核燃料组件(1)的S形孔(25)的位置,每个S形孔(25)均用于与所述上部堆芯板(3)的对应的定心销(21)配合;
-获取相对于所述参考点(13)的所述上部堆芯板(3)的所述定心销(21)的位置;以及
-比较所述S形孔(25)的位置与所述销(21)的位置,并且由此推断是否所述核燃料组件(1)相对于所述上部堆芯板(3)被正确地定位。
2.根据权利要求1所述的方法,其特征在于,所述参考点是一体地附接到所述堆芯(5)的衬套上的导销(13),所述导销(13)适用于与所述上部堆芯板(3)的凹槽(17)配合,以便相对于所述堆芯(5)的所述衬套来定位所述上部堆芯板(3)。
3.根据权利要求1或2所述的方法,其特征在于,相对于所述参考点(13)的所述S形孔(25)的位置是通过摄取所述核燃料组件(1)的图像、并借助于所述图像确定相对于所述参考点(13)的所述S形孔(25)的位置来确定的。
4.根据权利要求3所述的方法,其特征在于,每幅图像都适用于提供至少一个给定的核燃料组件(29)的所述S形孔(25)的位置以及与所述给定的核燃料组件(29)相邻的核燃料组件(31)的至少一个S形孔(25)的位置。
5.根据权利要求3或4所述的方法,其特征在于,由所述核燃料组件(1)的各个图像形成所述多个核燃料组件(1)的整体图像,所述整体图像提供所述多个核燃料组件(1)的全部S形孔(25)的位置。
6.根据权利要求5所述的方法,其特征在于,通过将所述多个核燃料组件(1)的所述整体图像与所述上部堆芯板(3)的理论图像相比较来实施所述S形孔(25)的位置与所述销(21)的位置的比较,所述上部堆芯板(3)的理论图像提供了对应于所述多个核燃料组件(1)的全部S形孔(25)的全部定心销(21)的位置。
7.根据权利要求6所述的方法,其特征在于,如果所述核燃料组件(1)的每个S形孔(25)的位置与对应的销(21)的位置的比较显示所述S形孔(25)和所述销(21)之间具有小于预定限值,例如8毫米,的距离,则每个核燃料组件(1)被视为是相对于所述上部堆芯板(3)被正确地定位的。
8.根据权利要求3至7中任一项所述的方法,其特征在于,通过数字图像捕获设备(45)来摄取图像,所述数字图像捕获设备(45)由用于装载核燃料组件(1)的机器(47)移动。
9.根据前述权利要求中任一项所述的方法,其特征在于,所述多个核燃料组件(1)包括所述堆芯(5)的至少四分之一的所述核燃料组件(1),并且优选地包括所述堆芯(5)的至少一半的所述核燃料组件(1)。
10.一种用于控制多个核燃料组件(1)相对于核反应堆的堆芯(5)中的上部堆芯板(3)的位置的组件,包括:
-适用于确定相对于参考点(13)的核燃料组件(1)的S形孔(25)的位置的装置,每个S形孔(25)均用于与所述上部堆芯板(3)的对应的定心销(21)配合,在反应堆内部构件或反应堆容器中选择所述参考点(13);
-适用于确定相对于所述参考点(13)的所述上部堆芯板(3)的所述定心销(21)的位置的装置;
-适用于比较所述S形孔(25)的位置与所述销(21)的位置并且由此推断是否所述核燃料组件(1)相对于所述上部堆芯板(3)被正确地定位的装置。
Applications Claiming Priority (3)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
FR1056132 | 2010-07-27 | ||
FR1056132A FR2963473B1 (fr) | 2010-07-27 | 2010-07-27 | Procede de controle des positions des assemblages de combustibles nucleaires a l'interieur d'un coeur de reacteur nucleaire, et ensemble de controle correspondant |
PCT/FR2011/051793 WO2012022890A1 (fr) | 2010-07-27 | 2011-07-26 | Procédé de contrôle des positions des assemblages de combustibles nucléaires à l'intérieur d'un coeur de réacteur nucléaire, et ensemble de contrôle correspondant |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN103119659A true CN103119659A (zh) | 2013-05-22 |
CN103119659B CN103119659B (zh) | 2016-06-01 |
Family
ID=43037197
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN201180046354.4A Active CN103119659B (zh) | 2010-07-27 | 2011-07-26 | 用于控制核反应堆堆芯内核燃料组件位置的方法和相应的控制组件 |
Country Status (7)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US10083768B2 (zh) |
EP (1) | EP2599088B1 (zh) |
CN (1) | CN103119659B (zh) |
ES (1) | ES2531678T3 (zh) |
FR (1) | FR2963473B1 (zh) |
WO (1) | WO2012022890A1 (zh) |
ZA (1) | ZA201300707B (zh) |
Families Citing this family (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN103594132B (zh) * | 2012-08-15 | 2017-02-15 | 广东核电合营有限公司 | 核电站堆芯燃料组件实际位置偏差测量方法和系统 |
CN103811086B (zh) * | 2012-11-09 | 2016-05-04 | 中国广核集团有限公司 | 核电站堆芯燃料组件的换料监视方法和系统 |
FR2999011A1 (fr) * | 2012-11-30 | 2014-06-06 | Electricite De France | Determination amelioree des positions d'elements d'assemblages combustible |
RU2594173C2 (ru) * | 2015-08-27 | 2016-08-10 | Сергей Константинович Манкевич | Устройство для контроля точности установки сборок тепловыделяющих элементов в ядерном реакторе |
FR3040524B1 (fr) * | 2015-08-31 | 2017-09-08 | Electricite De France | Procede de cartographie d'assemblages combustibles |
Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS53141885A (en) * | 1977-05-16 | 1978-12-11 | Toshiba Corp | Nuclear fuel assembly |
FR2614128A1 (fr) * | 1987-04-15 | 1988-10-21 | Electricite De France | Outil d'aide au chargement des assemblages combustibles d'un reacteur nucleaire a eau pressurisee 1300 mw |
FR2673032A1 (fr) * | 1991-02-19 | 1992-08-21 | Framatome Sa | Procede et dispositif de remplacement d'une broche de centrage d'un assemblage combustible fixee sur la plaque superieure de cóoeur d'un reacteur nucleaire a eau sous pression. |
US5887041A (en) * | 1997-10-28 | 1999-03-23 | Westinghouse Electric Corporation | Nuclear power plant component identification and verification system and method |
CN101584007A (zh) * | 2007-01-02 | 2009-11-18 | 西屋电气有限责任公司 | 核反应堆对准板结构 |
Family Cites Families (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPH08201571A (ja) * | 1995-01-24 | 1996-08-09 | Hitachi Ltd | 燃料集合体の中心位置検出方法及び装置 |
JP2004101315A (ja) * | 2002-09-09 | 2004-04-02 | Nuclear Fuel Ind Ltd | 水中における原子炉燃料集合体の識別標示確認用撮影カメラ装置 |
JP4138763B2 (ja) * | 2005-02-28 | 2008-08-27 | 三菱重工業株式会社 | 加圧水型原子炉の燃料集合体及び燃料集合体の設計方法 |
-
2010
- 2010-07-27 FR FR1056132A patent/FR2963473B1/fr not_active Expired - Fee Related
-
2011
- 2011-07-26 CN CN201180046354.4A patent/CN103119659B/zh active Active
- 2011-07-26 US US13/812,281 patent/US10083768B2/en active Active
- 2011-07-26 ES ES11752292.0T patent/ES2531678T3/es active Active
- 2011-07-26 EP EP11752292.0A patent/EP2599088B1/fr active Active
- 2011-07-26 WO PCT/FR2011/051793 patent/WO2012022890A1/fr active Application Filing
-
2013
- 2013-01-25 ZA ZA2013/00707A patent/ZA201300707B/en unknown
Patent Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JPS53141885A (en) * | 1977-05-16 | 1978-12-11 | Toshiba Corp | Nuclear fuel assembly |
FR2614128A1 (fr) * | 1987-04-15 | 1988-10-21 | Electricite De France | Outil d'aide au chargement des assemblages combustibles d'un reacteur nucleaire a eau pressurisee 1300 mw |
FR2673032A1 (fr) * | 1991-02-19 | 1992-08-21 | Framatome Sa | Procede et dispositif de remplacement d'une broche de centrage d'un assemblage combustible fixee sur la plaque superieure de cóoeur d'un reacteur nucleaire a eau sous pression. |
US5887041A (en) * | 1997-10-28 | 1999-03-23 | Westinghouse Electric Corporation | Nuclear power plant component identification and verification system and method |
CN101584007A (zh) * | 2007-01-02 | 2009-11-18 | 西屋电气有限责任公司 | 核反应堆对准板结构 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
EP2599088A1 (fr) | 2013-06-05 |
EP2599088B1 (fr) | 2014-12-03 |
ZA201300707B (en) | 2014-06-25 |
FR2963473A1 (fr) | 2012-02-03 |
FR2963473B1 (fr) | 2012-09-07 |
US20130195237A1 (en) | 2013-08-01 |
US10083768B2 (en) | 2018-09-25 |
WO2012022890A1 (fr) | 2012-02-23 |
ES2531678T3 (es) | 2015-03-18 |
CN103119659B (zh) | 2016-06-01 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN103119659A (zh) | 用于控制核反应堆堆芯内核燃料组件位置的方法和相应的控制组件 | |
KR101752554B1 (ko) | 원자력 연료 어셈블리 변형 측정을 위한 시스템 및 방법 | |
CN106345698B (zh) | 一种钢球分拣系统用检测落料机构 | |
US10994968B2 (en) | Elevator rope elongation measuring device | |
US12112963B2 (en) | Defect inspection apparatus and defect inspection program | |
JP6677161B2 (ja) | 測定処理装置、測定処理方法および測定処理プログラム | |
CN106493087A (zh) | 一种基于机器视觉系统的钢球分拣系统 | |
CN105006261A (zh) | 核燃料组件视频检测方法及检测装置 | |
CN108190774A (zh) | 一种基于投影的排绳故障检测方法及其装置 | |
CN106540885A (zh) | 一种钢球分拣方法 | |
JP2009122102A (ja) | マストおよびグラップルの制御を移動を許可する許可判定方法および装置 | |
JP6417948B2 (ja) | ドリフトゲージ及びドリフト検査方法 | |
CH703740B1 (de) | Photogrammetrisches System und Verfahren zum Prüfen einer unzugänglichen Anlage. | |
CN111462927A (zh) | 核电站热套管法兰磨损的测量方法、系统、设备及介质 | |
EP2476499A2 (en) | Nuclear power plant construction preparation unit with detection and marking devices ; nuclear power plant construction system with such preparation unit ; nuclear power plant construction method with detection and marking steps | |
CN107434129A (zh) | 仓储系统及仓储系统控制方法 | |
US20180089824A1 (en) | Method of calibrating a direct laser deposition process | |
KR102656972B1 (ko) | 원자로 연료 채널 조립체를 위한 검사 도구 및 방법 | |
WO2021243360A1 (en) | Automated visual-inspection system | |
CN110085336B (zh) | 用于检测核电站燃料组件编号与位置的系统和方法 | |
WO2021239208A1 (en) | Stereo camera arrangement for a wind turbine blade mould | |
US10726963B2 (en) | Inspection device | |
WO2018110156A1 (ja) | 燃料配置確認方法及び燃料配置確認装置 | |
TWI778704B (zh) | 智慧型備針覆核系統 | |
JP2005061958A (ja) | 炉心状態監視システム |
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 |