CN103295653A - 用于压水堆的控制棒驱动机构的安装系统 - Google Patents

用于压水堆的控制棒驱动机构的安装系统 Download PDF

Info

Publication number
CN103295653A
CN103295653A CN2012104727726A CN201210472772A CN103295653A CN 103295653 A CN103295653 A CN 103295653A CN 2012104727726 A CN2012104727726 A CN 2012104727726A CN 201210472772 A CN201210472772 A CN 201210472772A CN 103295653 A CN103295653 A CN 103295653A
Authority
CN
China
Prior art keywords
distribution plate
control rod
rod drive
crd
bracket component
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.)
Pending
Application number
CN2012104727726A
Other languages
English (en)
Inventor
S·J·夏高茨
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.)
BWXT Nuclear Energy Inc
Original Assignee
Babcock and Wilcox Nuclear Energy Inc
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 Babcock and Wilcox Nuclear Energy Inc filed Critical Babcock and Wilcox Nuclear Energy Inc
Publication of CN103295653A publication Critical patent/CN103295653A/zh
Pending legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/06Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
    • G21C7/12Means for moving control elements to desired position
    • G21C7/14Mechanical drive arrangements
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/06Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
    • G21C7/12Means for moving control elements to desired position
    • G21C7/16Hydraulic or pneumatic drive
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/32Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core
    • 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
    • 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
    • Y10TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
    • Y10TTECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER US CLASSIFICATION
    • Y10T29/00Metal working
    • Y10T29/49Method of mechanical manufacture
    • Y10T29/49002Electrical device making
    • Y10T29/49117Conductor or circuit manufacturing
    • Y10T29/49169Assembling electrical component directly to terminal or elongated conductor

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Installation Of Indoor Wiring (AREA)

Abstract

支承核反应堆内控制棒驱动机构(CRDM)的支架组件连接到分配板上,分配板提供电力和液压力。支架组件具有连接器,除了将支架组件放置到分配板上之外,不需要任何动作来实现与分配板的电气连接。这便于CRDM的更换。除了连接器之外,支架组件具有对齐特征,以确保CRDM在准确方向上连接。放置好之后,支架组件可用螺栓或其它紧固件固定到分配板上。分配板可以是单块板,其含有电气线和液压的管线,并还有足够的强度来支承CRDM,或可包括两个或更多个板的堆叠。

Description

用于压水堆的控制棒驱动机构的安装系统
技术领域
本发明涉及核反应堆技术、核发电技术、核反应堆控制技术、核反应堆电力分配技术以及相关技术。
背景技术
在一体化的压水堆(integral PWR)型的核反应堆设计中,核反应堆堆芯在压力容器底部处或靠近底部浸没在一次冷却剂水中。在典型设计中,一次冷却剂在一般为直立(即,圆柱形的轴线垂直地定向)安装的圆筒形压力容器中保持在过冷却的液态中。中空的圆柱形中央上升器同心地设置在压力容器内。一次冷却剂向上流过反应堆,在那里冷却剂被加热,通过中央上升器上升,从中央上升器的顶部排出,并反向向下通过下泄环腔流回到反应堆堆芯。
核反应堆堆芯由多个燃料组件组成。每个燃料组件包括多个燃料棒。包括中子吸收材料的控制棒插入到反应堆堆芯内和提升出反应堆堆芯外,以控制堆芯的反应性。控制棒通过控制棒导向管而被支承和导向,控制棒导向管又由导向管框架支承。在一体化PWR的设计中,至少一个蒸汽发生器位于压力容器内,通常在下泄环腔内,而稳压器则位于压力容器顶部,使蒸汽空间位于压力容器的最顶部位置处。替代地,也可使用外部稳压器来控制反应堆压力。
一组控制棒布置成为控制棒组件,该组件包括控制棒和连接杆,控制棒在其上端处与蛛状结构相连,而连接杆则从该蛛状结构向上延伸。控制棒组件可使用控制棒驱动机构(CRDM)来提升或下降,以将控制棒移入或移出反应堆堆芯。在典型的CRDM构造中,电动机有选择地转动啮合导螺杆的滚柱螺母组件或其它螺纹元件,而导螺杆又与控制本组件的连接杆相连接。在某些组件中,诸如是美国专利No.4,597,934中所描述的组件,可使用磁性升降机来控制一个或多个控制棒的运动。控制棒通常还构造到“紧急停堆(SCRAM)”,所谓“紧急停堆”是指控制棒在紧急情况下可快速地释放,在重力作用下下落到反应堆堆芯内,并快速地终止产生功率的核链式反应。为此,滚柱螺母组件可构造成可分离的,这样,便可释放控制棒组件和导螺杆,导螺杆然后作为平移单元落向堆芯。在其它的构造中,导螺杆与连接杆的连接是闩定的,通过释放门闩来执行紧急停堆,使得控制棒组件落向堆芯,同时,导螺杆保持与滚柱螺母啮合。可参见Stambaugh等人在2010年12月16日公开的美国专利申请No.2010/0316177 A1,其题为“Control Rod Drive Mechanism for Nuclear Reactor(用于核反应堆的控制棒驱动机构)”,本文以参见方式引入其全部内容,并参见Stambaugh等人在2010年12月16日公开的PCT申请国际公开WO2010/144563 A1,其题为“Control Rod Drive Mechanism for Nuclear Reactor(用于核反应堆的控制棒驱动机构)”,本文以参见方式引入其全部内容。
CRDM是复杂而精密的装置,其需要电力来驱动电动机,如果不是电力驱动的话,那么,也可要求用液压、气动或其它动力源来克服从动的紧急停堆释放机构(例如,使可分开的滚柱螺母保持在啮合位置中,或保持连接杆门闩的闩定)。在现有商用核电反应堆中,CRDM位于外部,即,在PWR设计中,其位于压力容器的外面,通常在压力容器上方,或在沸水堆(BWR)的设计中,其位于反应堆下方。外部CRDM的优点是可靠近而进行维护,并可通过外部电气和液压连接器提供动力。然而,需要有贯穿压力容器的机械贯穿件,这就提出了安全性的问题。此外,在紧凑型的一体化PWR设计中,尤其是,使用一体化稳压器的PWR,要构造能让CRDM放置在容器外部的顶上的反应堆设计可能是很困难的。因此,人们研制了内部的CRDM。参见美国专利申请公开No.2010/0316177 A1和PCT申请国际公开WO 2010/144563 A1,本文以参见方式引入该两个专利的全部内容。然而,将CRDM放置到反应堆容器内部需要有结构的支承,并使电力和液压动力的供应变得复杂。用于压力容器内的导体通常不是柔性的,它们不易接合或脱开接合,使得内部CRDM单元的安装和维护富有挑战。
本文披露的是提供各种益处的改进的CRDM,技术人员读过以下描述后将会明白到这些益处。
发明内容
在一个说明性的实施例中,披露了一种装置,该装置包括多个控制棒驱动机构(CRDM)和分配板,每个CRDM构造成提升或降落控制棒组件,分配板构造成安装在核反应堆压力容器内并包括多个连接位置,CRDM在该连接位置处进行安装,分配板包括电力分配线,电力分配线设置在分配板上或设置在分配板内,以将电力分配到安装在分配板上的CRDM。
本发明还披露了一种方法,该方法包括通过各种操作将CRDM安装在核反应堆内,所述操作包括:将CRDM附连到支架组件的顶板上,将矿物绝缘的缆线连接在CRDM和设置在支架组件底板内或底板上的电气连接器之间,以形成CRDM/支架组件,以及将CRDM/支架组件的底板装配在分配板,其中,该装配使设置在分配板上或分配板内的电力连接线连接到设置在支架组件底板内或底板上的电气连接器。
在另一说明性的实施例中,披露了一种装置,该装置包括含有堆芯的核反应堆,堆芯包括设置在压力容器内的裂变材料、设置在压力容器内并具有带有动力连接器的安装法兰的反应堆机械部件,以及设置在压力容器内并具有连接部位的动力分配板,所述连接部位构造成与反应堆的机械部件的法兰相匹配,所述连接部位包括动力连接器,动力连接器构造成当反应堆的机械部件的法兰与连接部位匹配时与与反应堆机械部件的法兰的动力连接器相匹配,在动力分配板上或分配板内的动力线(动力管线)布置成将电力递送到连接部位的动力连接器,其中,反应堆的机械部件的法兰与动力分配板的连接部位相匹配。
附图说明
在各种过程操作和过程操作的安排中,本发明可形成各种部件和部件的布置安排。附图仅用于说明优选实施例之目的,并不可认为限制本发明。
图1示意地示出带有插入的反应堆上部堆内构件的一体化压水堆(integralPWR)。
图2示出适用于图1的一体化压水堆上部堆内构件中的分配板的立体图。
图3示意地示出图2的分配板内的电气或液压线的路线。
图4是图2的分配板的多个开口中的一个开口的细节。
图5示出用于安装在图2分配板上的支架组件的立体图。
图6示出从不同透视角度观察的图5的支架组件的视图。
图7示出支架组件的替代实施例的立体图。
图8示出图5和6的支架组件,其连接到带有相关电气和液压缆线的控制棒驱动机构(CRDM)。
图9示出图8的CRDM和支架组件的俯视图。
图10是支架组件和分配板之间的电气连接的剖切图。
图11是支架组件和分配板之间的液压连接的剖切图。
图12示出将带有支架组件的CRDM连接到分配板的方法。
图13示出从分配板移去CRDM和支架组件的方法。
图14示意地示出安装在大多数开口内的带有内部反应堆冷却剂泵(RCP)的泵板的俯视图。
图15示意地示出图14其中一个RCP的立体图。
具体实施方式
图1示出一体化压水堆(integral PWR),其总地由标号10表示。反应堆容器11为大致的圆筒形并包含反应堆堆芯1、蒸汽发生器2和稳压器3。尽管图示了压水堆(PWR),但也可考虑沸水堆(BWR)或其它类型的核反应堆。此外,虽然所披露的快速安装和维护技术是参照图示的内部CRDM单元来描述的,但这些技术容易地适用于诸如内部反应堆冷却剂泵那样的其它内部核反应堆部件。
在所示的PWR中,在堆芯1上方的是显示插入的一体化PWR10的反应堆上部堆内构件12。上部堆内构件12由中间法兰14支承,在所示的实施例中,中间法兰14还支承内部的屏蔽型(canned)反应堆冷却剂泵(RCP)16。具体来说,RCP可以是外部泵,或可具有其它的构造,上部堆内构件也可以不同于所示中间法兰14的其它方式进行支承。上部堆内构件包括控制棒导向框架18,以容纳和导向用于控制反应堆的控制棒组件。控制棒驱动机构(CRDM)20提升和下降控制棒来控制反应堆。根据一个实施例,CRDM分配板22支承CRDM并对CRDM提供电力和液压力。上升器过渡区24引导冷却剂向上流动。
CRDM从堆芯中抽出控制棒,以提供足够的正反应性来达到临界点。控制棒导向管为棒和互连的蛛状结构提供空间,以便提升棒和蛛状结构远离反应堆堆芯。CRDM 20需要为移动控制棒的电动机提供电力,以及为诸如棒位指示器和棒底传感器之类的辅助电气部件提供电力。在某些设计中,需要力将连接杆闩定到导螺杆或使可分开的滚柱螺母保持啮合,这些力是液压形式的力,因此,必须有到CRDM的液压连接。为了确保从动的安全性,通常需要正向力来防止SCRAM,这样,正向力的移除会启动SCRAM。所示的CRDM 20是一体式的CRDM,即,其位于反应堆容器内,于是,难以靠近CRDM 20和分配板22之间的连接。核电厂停堆期间,CRDM的维护应首选快速地进行,以使停堆时间减为最小。为了便于在现场更换CRDM,还构造了连接到分配板22的支架组件以提供CRDM 20的精确的垂直放置,从而通过连接器将电力和液压力提供到CRDM 20,除了将支架组件放置到分配板22上之外,该连接器无需进行其他操作就能实现连接。在支架组件放置好之后,用螺栓或其它紧固件将支架组件固定到分配板。附加地或替代地,可考虑依赖于支架组件和CRDM的重量来使组件保持就位,或使用焊接来固定组件。
所示的分配板22是含有电气和液压线的单一板,其还有足够强度来对CRDM和上部堆内构件提供支承,无需加固的结构。在另一实施例中,分配板22可包括两个或多个板的堆叠,例如,中间悬挂板用来提供结构强度和刚度,而上部板含有电气和/或液压线,通过支架组件通向到CRDM。
CRDM的电动机和/滚柱螺母组件通常位于导螺杆行程的中间。当控制棒完全插入堆芯内时,滚柱螺母保持住导螺杆的顶部,而当控制棒处于堆芯顶部时,滚柱螺母保持住导螺杆的底部,导螺杆的大部分长度向上延伸到电动机/滚柱螺母组件的上方。因此,支承CRDM的分配板22定位在CRDM单元“下方”,且在反应堆堆芯上方的相对短的距离处。
图2示出分配板22,为了说明的目的,分配板22带有安装在其上的一个支架组件24,但应该理解到,在反应堆运行期间,所有开口26都具有安装到位的支架组件(和相随的CRDM)。每个开口26允许控制棒的导螺杆通过,开口周围为支承CRDM的支架组件提供了连接的部位。导螺杆向下通过CRDM,通过支架组件,然后通过开口26。分配板22具有电源线(例如,导线)和液压动力线(这些线不是内部地嵌入在板内就是安装在其上),以向CRDM提供电力和液压力。所示的开口26是非对称的或开有键槽,以使CRDM只可在一个方向上安装。如图所示,共有69个开口布置在9排内而形成栅格,但也可使用多于或少于该数目的开口,具体数量根据反应堆内控制棒的数量而定。分配板为圆形以便配装到反应堆内部,令开口28准许流动通过该板。在某些设计中,不是所有开口都有安装在其上的CRDM或都具有相关的燃料组件。
液压和/或电力线(液压和/或电力管线)的一种可能的布置显示在图3中。电力线显示为虚线30,其在分配板22中的各排开口26之间直线走线。因为通常与压力容器内的高温和腐蚀性环境相容的电缆柔性很有限,所以,用于向CRDM提供电力和/或液压力的分配板22内的动力线应该是直线的,或具有逐渐转弯、半径大的弯头。为了同时容纳电气和液压动力线,在一个实施例中,液压动力线(未示出)循着与电力线30相类似的走线型式。在另一个实施例中,液压动力线循着类似的路径,只是液压线的走线型式从电力线路径转过90°。液压动力线和电力线如果是在板内的话,那么,它们在板内被深度分离开。替代地,一个或另一个可设置在板22的顶板面或底表面上,或者,它们可都设置在板相对的顶部和底部表面上。
图4示出分配板22用于将CRDM连接到分配板的一个连接部位的剖割出的小图。该连接部位包括使单一CRDM的导螺杆通过的开口26。位于开口26周围的是接纳螺栓(更一般地说,可采用其他固定或紧固的零件)的孔40以及向CRDM提供电力的电气连接器42。所示CRDM使用液压力来操作SCRAM机构,因此,还有液压连接器44来接纳液压管线的连接。开口26和其相关的零件40、42、44形成了接纳CRDM/支架组件的连接部位。在板内部可以是连接盒,其电气地将连接部位连接到在连接部位各排之间走线的电力线30。同样地,液压连接器44可连接到公共的液压管线32,该公共管线垂直于电力线30铺设通过分配板,并被深度所分开。
图5示出适于匹配于分配板22中开口26的支架组件24。支架组件具有圆柱形的中间部分,该中间部分的两端上有横截面面积较大的板45、46。圆形顶板45匹配于和支承CRDM 20。方形的底板46匹配于分配板22。尽管所示的底板46为方形,但也可替代地是圆形的或具有其它形状。当CRDM 20和支架组件24的顶板45固定在一起时,它们形成整体的CRDM/支架组件,其中,底板46是用于将组件连接到分配板22的法兰。在下板46的对角的相对侧上的两个螺栓导入件(导入销)50匹配于分配板的孔40。螺栓导入件(the boltlead-ins)主要用于定位CRDM的支架组件,当CRDM安装时,两个导入件是支架组件上最先接触分配板的部件,用来确保准确的对齐定位。底板46的对角的相对角上的两个电力连接器52匹配于分配板22的对应电力连接器42。底板46上的液压管线连接器54匹配于分配板22上对应的液压力连接器44。支架组件24的中心钻孔56允许导螺杆通过。分配板22内的连接器42、44可选地具有顺从性或兼容性的特征,例如,弹簧、蝶形垫圈或诸如此类的构件等,以确保有效的接触,附连在导入件50处的相对的销子用作为拉紧装置,用以保证CRDM电气连接器和液压连接器合适地落位。流动狭槽58允许一次冷却剂流过支架组件。
图6示出聚焦在支架组件24的顶板45上的立体图。支架组件的顶板45匹配到CRDM上,并通过螺栓孔62附连到CRDM。螺栓孔62可以是螺纹的也可以是无螺纹的。CRDM/支架组件具有法兰46,用来将CRDM/支架组件连接到分配板22的连接部位,在CRDM安装形成CRDM/支架组件之前,CRDM和支架组件可彼此附连,并形成电气连接52和液压连接54。支架组件24的底板46通过穿过通孔50的螺栓固定到连接部位,并用螺母、螺栓孔40中的螺纹等来固定。
图7示出另一合适的支架组件70,其具有用于CRDM的大致方形的上部安装板71。用于CRDM的上部安装板71包括能使电气通路通到CRDM底部的槽口76、用于附连CRDM的螺栓孔77、以及位于板的角上以允许一次冷却剂流动的槽口78。下部安装板72连接到分配板22,其包括三个电力连接器73、液压力连接器74以及允许冷却剂流动的流动狭槽75。该支架组件70可具有或多或少的电气连接,具体设置根据CRDM部件是享有电气连接还是有自己的连接而定。
图8示出连接到CRDM 20的支架组件24,其形成可安装到分配板的CRDM/支架组件。CRDM电气缆线80向上延伸,以将在电气连接器52处接收到的电力传导到CRDM 20的电动机或其它电气部件。同样地,CRDM液压管线82向上延伸,以将在液压连接器54处接收到的液压力传导到液压活塞或CRDM20的其它液压部件以保持闩定(除去液压动力会启动SCRAM)。然后,将包括CRDM和支架组件的全部组件作为一个单元安装到分配板上,简化了CRDM在现场的安装过程。
在一个实施例中,电缆80是矿物绝缘电缆(MI cables),其一般地包括一根、两根、三根或更多根铜导线,外包裹诸如氧化镁那样的矿物绝缘物,绝缘物又被铠装在金属内。矿物绝缘物还可以是氧化铝、陶瓷,或其它在核反应堆环境中耐用的电气绝缘材料。MI电缆通常铠装在含有铜的合金内,但铜会腐蚀,因而对反应堆化学有不利影响。某些考虑的铠装金属包括含有镍和/或铬的钢合金,或者是带有保护的镍包壳的铜护套。
分配板22中的电气线30(见图3)也合适的为MI电缆,但如果电缆通过嵌入在板内而被隔缘的话,则其它类型的电缆也可用于分配板22内。MI电缆有利之处在于它不包括塑料或其它有机材料,因此,可很好地适用于压力容器内腐蚀高温的环境。MI电缆的相对刚性的特性也是有利的,在运输和安装期间,该特性有助于保证预组装的CRDM/支架组件的完整性。然而,MI电缆的刚性把电缆的弯曲半径限制在相对大的半径弯头,于是,分配板22内的MI电缆应布置成仅为大半径弯头的直线,例如,如图3所示那样。横跨压力容器内直径的分配板22的大面积便于NI电缆在分配板22合适地布置。此外,如果矿物绝缘物暴露在水中,则某些类型的MI电缆易于劣化。因此,MI电缆的端部,例如,在支架组件内连接器52处的连接以及在分配板22中电力线与电气连接器42的连接处,都应密封起来防止暴露在一次冷却剂水中。然而,有利的是,连接器42、52本身却可浸没在水中。即使反应堆堆芯浸没在一次冷却剂中,也可使安装(将在下文中描述)容易实施。
图9是带有安装好的CRDM的支架组件的俯视图。该图是CRDM和支架组件安装在反应堆内时从上部堆内构件向下看到堆芯的俯视图。连接杆90含在导螺杆92内,导螺杆由CRDM提升和下降。螺栓孔50在对角的相对角处可见。可以看到电缆走线到另一对角处的电气连接器52。在端视图中可以看见垂直延伸的CRDM液压管线82的一部分。
图10示出分配板的电气连接器42、52分别和CRDM/支架组件法兰46匹配的合适构造。支架组件24的阴电气连接器52下降到分配板的阳电气连接器42上并盖住该连接器42。连接器42、52较佳地包括密封盖或其它特征,以防止水入侵到这些电缆与相应连接器42、52连接头处的MI电缆30、80的矿物绝缘物。这样,连接器42、52可在水下匹配而不暴露金属绝缘,以在分配板22的连接部位处便于安装CRDM/支架组件,同时保持反应堆堆芯和分配板22浸没在一次冷却剂中。为了确保良好的电气连接,连接器42、52之间的连接可进行清空来排空任何残留的水。替代地,电气连接器可以匹配且不清空,但由于连接器是湿的,所以通常要提高一定的电阻。
图11示出合适的从支架组件24到分配板22的液压接口。还示出了已经参照图10描述过的电气连接器52。支架组件的阴液压连接器54匹配到阳液压连接器110。阴液压连接器54是一插座,其可直接加工在支架组件24的下板72的底部内。液压连接器54的顶部具有突头,以使液压管线82连接到支架组件24。液压管线然后沿CRDM向上走到活塞组件(未示出),其闩定导螺杆。液压连接器54、110可选地具有顺从性特征,例如,弹簧、蝶形垫圈等,以确保有效的接触。
在运行期间,一次冷却剂的连续流动用作为使CRDM保持闩定的液压流体,这样,从液压连接器流到压力容器内的某些泄漏是可接受的。因此,CRDM/支架组件的重量和/或压紧螺栓赋予的力提供了足够的用于液压连接的密封力,所述压紧螺栓通过支架组件的螺栓导入孔50和分配板的螺栓孔40。
图12示意地示出将CRDM连接到支架组件以形成预组装的CRDM/支架组件以及然后将CRDM/支架组件连接到分配板的方法。在步骤S1210处,方法开始。在步骤S1220处,CRDM用多个螺栓栓定到支架组件上。在步骤S1230处,液压缆线连接到支架组件板的液压连接器,且电缆连接到电气连接器。在步骤S1240处,支架组件板连同栓定在其顶上的CRDM一起下降到分配板上,先使螺栓孔50接触以确保支架组件与CRDM合适地对齐。在步骤S1250处,安装和拧紧压紧螺栓,以将支架组件附连到分配板,并确保液压和电气连接件的有效接触。在步骤S1260处,可供选择地,对电气连接器进行清空。在步骤S1270处,方法结束。
图13示出从分配板中移去CRDM的方法。在步骤S1310处,方法开始。在步骤S1320处,移去压紧螺栓。在步骤S1330处,提升CRDM和连接的支架组件远离分配板。在步骤S1340处,可选地从支架组件移去CRDM以进行修理或更换。在步骤S1350处,方法结束。
所披露的方法有利地改进了动力的内部反应堆机械部件(例如,图示的CRDM/支架组件)的安装和维护,该方法用简单的“即插即用”安装方法,在该方法中,动力线与支承板连接成一体,当动力的反应堆内部的机械部件安装到支承板内时,自动地形成动力连接,以此来替代传统的现场安装程序,包括动力线的现场布线和安装(例如,MI缆线或液压管线)以及各动力线与反应堆的内部机械部件的连接。所披露的方法改变了这样的事实,即,大部分动力的反应堆内部的机械部件传统地安装在支承板上,以提供足够的结构支承并能为维护工作有效地进行移除(例如,为了进行维护工作,焊接的安装使移除变得复杂)。通过修改支承板使其也用作带有内置连接器的动力分配板,这些连接器在动力的反应堆内部的机械部件的安装过程中与反应堆的机械部件的连接器相匹配,这样,大部分安装复杂性就从核电厂移至反应堆制造厂了。
图1-13的实例仅是说明性的,还可以想到许多变化。例如,CRDM/支架组件可被带有一体安装法兰的CRDM替代,即,支架组件可与CRDM一体地形成为整体的元件(该变体未示出)。
参照图14和15,作为另一说明性的实例,所披露的方法适用于内部的反应堆冷却剂泵(RCP)1400,就如Thome等人在2010年12月16日公开的美国公开专利申请No.2010/0316181 A1中所披露的,本文以参见方式引入其全部内容。为了将内部的RCP1400放置在冷段(即,下泄环腔)内,RCP1400可考虑安装在设置在下泄环腔中的环形泵板1402上。该环形泵板1402用作为RCP1400的结构支承件,并还用作分开上部抽吸体积和下部排出体积的压力分隔板。在所示的实施例中,有八个连接部位,其中的六个在图14中显示为含有RCP1400,剩余的两个RCP1400未被使用以图示出连接部位。泵板1402进行修改而包括设置在泵板1402内或泵板上的MI电缆1404、1405。泵板1402的环形形状排除长的直线走线的MI电缆;然而,所示的MI电缆1404、1405与压力容器11的内直径相比是以大的弯曲半径在圆周上定向的。螺栓孔1440和电气连接器1442分别类似于所示CRDM实施例的螺栓孔40和电气连接器42。分配板22的连接部位的开口26在泵板1402中转变为大致圆形的开口1426(可供选择地,开有合适键联特征的键槽,但未示出),RCP 1400通过该开口1426向下泵送一次冷却剂。
作为还有的另一设想的修改型式,可以想到,阴连接器可位于支承的动力分配板内,同时,阳连接器可位于法兰、支架组件或反应堆内部机械部件的其它安装零件内。
至此已经图示和描述了优选的实施例。显然,技术人员在阅读和理解以上的详细描述后,将会想出各种修改和变化。本发明认为意欲包括如此的修改和变化,只要它们落入附后权利要求书或其等价物的范围之内就可。

Claims (20)

1.一种装置,该装置包括:
多个控制棒驱动机构,每个控制棒驱动机构构造成提升或下降控制棒组件;以及
分配板,分配板构造成安装在核反应堆压力容器内并包括多个连接位置,控制棒驱动机构在该连接位置处进行安装,分配板包括电力分配线,电力分配线设置在分配板上或设置在分配板内,以将电力分配到安装在分配板上的控制棒驱动机构。
2.如权利要求1所述的装置,其特征在于,每个控制棒驱动机构包括多个电力连接器,所述电力连接器与分配板连接部位的对应电力连接器相匹配。
3.如权利要求2所述的装置,其特征在于,
分配板还包括设置在分配板上或分配板内的液压动力分配管线,用来将液压动力分配到安装在分配板上的控制棒驱动机构;以及
每个控制棒驱动机构还包括液压动力连接器,该液压动力连接器与分配板连接部位的对应液压动力连接器相匹配。
4.如权利要求3所述的装置,其特征在于,液压动力线传输一次冷却剂水,控制棒驱动机构的液压动力连接器与分配板连接部位的对应液压动力连接器的匹配形成了有泄漏的液压连接。
5.如权利要求2所述的安装系统,其特征在于,分配板还具有嵌入在分配板内或附连在分配板的液压管线。
6.如权利要求1所述的装置,其特征在于,分配板的每个连接部位具有开口,开口的尺寸被设定为容纳由控制棒驱动机构操作的导螺杆,其中,开口开有键槽以将控制棒驱动机构的安装限制在准确的定向上。
7.如权利要求1所述的装置,其特征在于,电力分配线包括设置在分配板上或位于分配板内的矿物绝缘电缆(MI电缆)。
8.如权利要求1所述的装置,其特征在于,电力分配线包括设置在分配板内部的矿物绝缘电缆(MI电缆)。
9.如权利要求1所述的装置,其特征在于,还包括:
核反应堆堆芯;
装有核反应堆堆芯的核反应堆压力容器,分配板安装在核反应堆压力容器内的核反应堆堆芯上方,控制棒驱动机构是设置在压力容器内部的一体式控制棒驱动机构。
10.如权利要求9所述的装置,其特征在于,电力分配线包括设置在分配板上或位于分配板内的矿物绝缘电缆(MI电缆)。
11.一种方法,该方法包括:
通过各种操作将控制棒驱动机构安装在核反应堆内,所述操作包括:
将控制棒驱动机构附连到支架组件的顶板上,将矿物绝缘的缆线连接在控制棒驱动机构和设置在支架组件底板内或底板上的电气连接器之间,以形成控制棒驱动机构/支架组件,以及
将控制棒驱动机构/支架组件的底板装配在分配板,其中,所述装配使设置在分配板上或分配板内的电力连接线连接到设置在支架组件底板内或底板上的电气连接器。
12.如权利要求11所述的方法,其特征在于,所述装配包括:
将控制棒驱动机构/支架组件下降到分配板上,直到支架组件的底板与分配板的连接部位接合为止;以及
使用多个紧固件,固定与分配板的连接部位接合的底板;
其中,通过以下中的一个或两个:(1)控制棒驱动机构/支架组件的重量,和(2)固定的紧固件提供的拉力,使设置在分配板上或位于分配板内的电力线与设置在支架组件底板上或位于支架组件底板内的电力连接器连接。
13.如权利要求11所述的方法,其特征在于,所述安装还包括:
在所述装配之后,从设置在分配板上或位于分配板内的电力线与设置在支架组件底板上或位于支架组件底板内的电力连接器之间的连接中,清空其中的水。
14.如权利要求11所述的方法,其特征在于,还包括:
通过各种操作从核反应堆中取出安装的控制棒驱动机构,所述操作包括:
从分配板中拆卸控制棒驱动机构/支架组件的底板,其中,所述拆卸使设置在分配板上或位于分配板内的电力线与设置在支架组件底板上或位于支架组件底板内的电力连接器脱开连接。
15.一种装置,该装置包括:
含有堆芯的核反应堆,堆芯包括设置在压力容器内的裂变材料;
设置在压力容器内并具有带有动力连接器的安装法兰的反应堆机械部件;以及
设置在压力容器内并具有连接部位的动力分配板,所述连接部位构造成与反应堆的机械部件的法兰相匹配,所述连接部位包括动力连接器,该动力连接器构造成当反应堆的机械部件的法兰与连接部位匹配时与反应堆机械部件的法兰的动力连接器相匹配,在动力分配板上或分配板内的动力线布置成将电力递送到连接部位的动力连接器;
其中,反应堆的机械部件的法兰与动力分配板的连接部位相匹配。
16.如权利要求15所述的装置,其特征在于,所述动力连接器包括电力连接器。
17.如权利要求15所述的装置,其特征在于,所述动力连接器包括液压动力连接器。
18.如权利要求15所述的装置,其特征在于,反应堆机械部件是泵板并包括至少一个内部的反应堆冷却剂泵。
19.如权利要求15所述的装置,其特征在于,反应堆机械部件是用于内部控制棒驱动机构的支架部件。
20.如权利要求19所述的装置,其特征在于,反应堆机械部件具有顶板,该顶板构造成在高于连接部位的高度处与控制棒驱动机构相匹配。
CN2012104727726A 2012-02-27 2012-11-20 用于压水堆的控制棒驱动机构的安装系统 Pending CN103295653A (zh)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US13/405,405 2012-02-27
US13/405,405 US9805832B2 (en) 2012-02-27 2012-02-27 Control rod drive mechanism (CRDM) mounting system for pressurized water reactors

Publications (1)

Publication Number Publication Date
CN103295653A true CN103295653A (zh) 2013-09-11

Family

ID=49002864

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN2012104727726A Pending CN103295653A (zh) 2012-02-27 2012-11-20 用于压水堆的控制棒驱动机构的安装系统

Country Status (5)

Country Link
US (3) US9805832B2 (zh)
EP (1) EP2820653B1 (zh)
CN (1) CN103295653A (zh)
CA (1) CA2865646C (zh)
WO (1) WO2013162661A1 (zh)

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN104520938A (zh) * 2012-04-17 2015-04-15 巴布科克和威尔科克斯M能量股份有限公司 控制棒驱动机构内部电连接器
CN105632571A (zh) * 2014-12-01 2016-06-01 上海核工程研究设计院 一种一体化反应堆设备
CN106782690A (zh) * 2017-01-05 2017-05-31 上海核工程研究设计院 一种核电厂控制棒驱动机构抗震支承系统
US9805832B2 (en) 2012-02-27 2017-10-31 Bwxt Mpower, Inc. Control rod drive mechanism (CRDM) mounting system for pressurized water reactors
US9911512B2 (en) 2012-02-27 2018-03-06 Bwxt Mpower, Inc. CRDM internal electrical connector
CN112037940A (zh) * 2020-08-27 2020-12-04 清华大学 内置式控制棒驱动线有限空间安装方法

Families Citing this family (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US10102932B2 (en) * 2012-04-17 2018-10-16 Bwxt Mpower, Inc. Power distribution plate for powering internal control rod drive mechanism (CRDM) units
RU2562235C1 (ru) * 2014-06-20 2015-09-10 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Исполнительный механизм системы управления и защиты реакторной установки
US10497482B2 (en) 2016-01-22 2019-12-03 Nuscale Power, Llc In-core instrumentation
RU2724924C2 (ru) * 2018-01-15 2020-06-26 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" Исполнительный механизм системы управления и защиты ядерного реактора
CN115132382B (zh) * 2022-07-08 2024-01-26 中国核动力研究设计院 一种采用分体式上部压紧结构的反应堆堆内构件

Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3162579A (en) * 1960-08-09 1964-12-22 Gen Dynamics Corp Rod drive system for use with negative temperature coefficient reactor
US4045283A (en) * 1974-12-30 1977-08-30 Combustion Engineering, Inc. Control rod and/or instrument tree assembly
CN1040699A (zh) * 1988-08-25 1990-03-21 法玛通公司 加压水核反应堆堆芯检测装置及其装卸方法和装置
US5022100A (en) * 1990-09-28 1991-06-11 The United States Of America As Represented By The Secretary Of The Navy Apparatus and method for underwater acoustic receiving system installation in diving helmet
US5094268A (en) * 1990-04-19 1992-03-10 Societe Nationale D'etude Et De Construction De Moteurs D'aviation "S.N.E.C.M.A." Regulator having an electrohydraulic connection plate
US20110222640A1 (en) * 2010-03-12 2011-09-15 Desantis Paul K Control rod drive mechanism for nuclear reactor

Family Cites Families (94)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR1565111A (zh) * 1967-10-02 1969-04-25
US3535206A (en) 1968-08-08 1970-10-20 Atomic Energy Commission Pneumatic scram rod drive
US3788943A (en) 1969-12-19 1974-01-29 Combustion Eng Automatic control rod latching device
BE793198A (fr) 1971-12-23 1973-04-16 Combustion Eng Mecanisme de commande d'un reacteur nucleaire
BE793199A (fr) * 1971-12-23 1973-04-16 Combustion Eng Mecanisme de commande hydraulique pour l'introduction et le relevage des barres de commande d'un reacteur nucleaire
US3940311A (en) * 1972-01-21 1976-02-24 Westinghouse Electric Corporation Nuclear reactor internals construction and failed fuel rod detection system
US3855059A (en) 1972-05-11 1974-12-17 M Groves Hydraulic system for nuclear reactors with hydraulically driven control rods
US3977939A (en) * 1973-10-15 1976-08-31 Westinghouse Electric Corporation Nuclear reactor internals arrangement
US4054186A (en) * 1975-04-10 1977-10-18 Barry Wright Corporation Snubber apparatus
US4029897A (en) 1975-08-07 1977-06-14 Quality Hermetics Limited Glass seal
DE2750737C2 (de) * 1977-11-12 1985-06-05 Brown Boveri Reaktor GmbH, 6800 Mannheim Hydraulische Schwingungsbremse, insbesondere zum Einsatz in Kernkraftwerken
DE2913686C3 (de) 1979-04-05 1981-12-24 Gewerkschaft Eisenhütte Westfalia, 4670 Lünen Steckkupplung für mehradrige hydraulische oder pneumatische Kabel
US4597934A (en) 1983-10-06 1986-07-01 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Multi-function magnetic jack control drive mechanism
US4666657A (en) 1984-06-22 1987-05-19 Westinghouse Electric Corp. Remotely adjustable intermediate seismic support
US4863678A (en) 1985-12-09 1989-09-05 Westinghouse Electric Corp. Rod cluster having improved vane configuration
DE3631020A1 (de) 1986-09-12 1988-03-24 Hochtemperatur Reaktorbau Gmbh Antriebsvorrichtung
US4876061A (en) 1986-11-03 1989-10-24 Westinghouse Electric Corp. Resiliently loaded lateral supports for cantilever-mounted rod guides of a pressurized water reactor
US4857264A (en) 1986-11-03 1989-08-15 Westinghouse Electric Corp. Frictionally loaded top end supports for cantilever-mounted rod guides of a pressurized water reactor
JPS63273090A (ja) 1987-04-30 1988-11-10 Mitsubishi Nuclear Fuel Co Ltd 支持格子
JPH01173898A (ja) 1987-09-10 1989-07-10 Mitsubishi Nuclear Fuel Co Ltd 原子炉燃料集合体の支持格子
US4895698A (en) 1988-03-14 1990-01-23 Westinghouse Electric Corp. Nuclear fuel rod grip with modified diagonal spring structures
DE3827749A1 (de) 1988-08-16 1990-02-22 Festo Kg Aufspannvorrichtung
US5141711A (en) 1988-08-17 1992-08-25 Westinghouse Electric Corp. Reconstitutable control assembly having removable control rods with detachable split upper end plugs
US4888151A (en) 1988-08-17 1989-12-19 Westinghouse Electric Corp. Reconstitutable control assembly having removable control rods with detachable split upper end plugs
DE3839838A1 (de) 1988-11-25 1990-05-31 Bbc Reaktor Gmbh Kerneinbauten eines wassergekuehlten kernreaktors
US4993864A (en) 1988-12-15 1991-02-19 Westinghouse Electric Corp. Reconstitutable control assembly having removable control rods with detachable split upper end plugs
US4990304A (en) 1989-01-27 1991-02-05 Westinghouse Electric Corp. Instrumentation tube features for reduction of coolant flow-induced vibration of flux thimble tube
US4994233A (en) 1989-01-27 1991-02-19 Westinghouse Electric Corp. Fuel rod with axial regions of annular and standard fuel pellets
US4923669A (en) 1989-02-21 1990-05-08 Westinghouse Electric Corp. Nuclear fuel rod grid spring and dimple structures having chamfered edges for reduced pressure drop
US4996018A (en) 1989-04-19 1991-02-26 Westinghouse Electric Corp. High pressure thimble/guide tube seal fitting with built-in low pressure seal especially suitable for facilitated and more efficient nuclear reactor refueling service
US5043134A (en) 1989-06-28 1991-08-27 Westinghouse Electric Corp. Fuel rod gripper end cap for minimizing impact with grid cell dimples
US4966745A (en) 1989-06-28 1990-10-30 Westinghouse Electric Company Fuel rod gripper end cap for minimizing impact with grid cell dimples
US5064607A (en) 1989-07-10 1991-11-12 Westinghouse Electric Corp. Hybrid nuclear reactor grey rod to obtain required reactivity worth
US5024806A (en) 1989-09-21 1991-06-18 Westinghouse Electric Corp. Enhanced debris filter bottom nozzle for a nuclear fuel assembly
US5009837A (en) 1989-11-03 1991-04-23 Westinghouse Electric Corp. Axially modular fuel assembly and rod for optimal fuel utilization
US5068083A (en) 1990-05-29 1991-11-26 Westinghouse Electric Corp. Dashpot construction for a nuclear reactor rod guide thimble
US5194216A (en) * 1990-08-22 1993-03-16 Nuclear Assurance Corporation Guide plate for locating rods in an array
US5051103A (en) 1990-10-09 1991-09-24 Hubbell Incorporated Electrical coupling assembly for hot, high pressure service
US5265137A (en) 1990-11-26 1993-11-23 Siemens Power Corporation Wear resistant nuclear fuel assembly components
FR2674982B1 (fr) 1991-04-08 1994-03-04 Framatome Outil de manutention d'une grappe de crayons de poison consommable.
US5158740A (en) 1991-08-05 1992-10-27 Westinghouse Electric Corp. Fuel rod end plug welding method
US5200138A (en) 1991-08-05 1993-04-06 Westinghouse Electric Corp. Spectral shift-producing subassembly for use in a nuclear fuel assembly
US5217596A (en) 1991-08-15 1993-06-08 General Electric Company Electrode probe for use in aqueous environments of high temperature and high radiation
US5378064A (en) 1991-09-30 1995-01-03 Kabushiki Kaisha Toshiba Control rod driving system
US5207980A (en) 1991-10-27 1993-05-04 Westinghouse Electric Corp. Top nozzle-mounted replacement guide pin assemblies
US5225150A (en) 1992-06-23 1993-07-06 Westinghouse Electric Corp. Integrated head package for top mounted nuclear instrumentation
US5268948A (en) 1992-06-25 1993-12-07 Duke Power Company Locking assembly for nuclear fuel bundles
US5282231A (en) 1992-09-23 1994-01-25 Siemens Power Corporation Lower tie plate cast frame
US5299246A (en) 1992-09-25 1994-03-29 Combustion Engineering, Inc. Shape-memory alloys in the construction of nuclear fuel spacer grids
US5282233A (en) 1992-09-28 1994-01-25 Combustion Engineering, Inc. Low pressure drop easy load end cap
US5367549A (en) 1993-05-06 1994-11-22 Combustion Engineering, Inc. Hexagonal grid
US5301213A (en) 1993-06-08 1994-04-05 Combustion Engineering, Inc. Method of field replacement of an electrical connector for nuclear reactor instrumentation
US5361279A (en) 1993-06-14 1994-11-01 General Electric Company Internal control rod drive for a BWR
US5436945A (en) 1993-12-03 1995-07-25 Combustion Engineering, Inc. Shadow shielding
US5513234A (en) 1994-07-18 1996-04-30 Rottenberg; Sigmunt Structural member for nuclear reactor pressure tubes
US5586155A (en) * 1995-02-14 1996-12-17 General Electric Company Narrow access scanning positioner for inspecting core shroud in boiling water reactor
US5625657A (en) 1995-03-31 1997-04-29 Siemens Power Corporation Method of repairing a nuclear fuel rod assembly with damaged fuel rod and a damaged spacer
FR2736747B1 (fr) 1995-07-12 1997-08-22 Commissariat Energie Atomique Dispositif de desaccouplement automatique d'une tige de commande et d'un ensemble absorbant de reacteur nucleaire
US5640434A (en) 1995-07-31 1997-06-17 Rottenberg; Sigmunt Miniaturized nuclear reactor utilizing improved pressure tube structural members
JPH1123765A (ja) 1997-05-09 1999-01-29 Toshiba Corp 原子炉の炉心
US5841824A (en) 1997-05-13 1998-11-24 Westinghouse Electric Corporation System and method for testing the free fall time of nuclear reactor control rods
US6091790A (en) 1998-05-08 2000-07-18 Combustion Engineering, Inc. Control element assembly position system
US6055288A (en) 1998-07-24 2000-04-25 Westinghouse Electric Company Nuclear reactor vessel
CN1119818C (zh) 1999-12-10 2003-08-27 清华大学 全封闭可动线圈电磁铁控制棒驱动机构
GB0000241D0 (en) 2000-01-07 2000-03-01 British Nuclear Fuels Plc Improvements in and relating to nuclear fuel assemblies
JP2002122686A (ja) 2000-10-17 2002-04-26 Toshiba Corp 沸騰水型原子力発電プラントおよびその建設工法
US6484806B2 (en) * 2001-01-30 2002-11-26 Atwood Oceanics, Inc. Methods and apparatus for hydraulic and electro-hydraulic control of subsea blowout preventor systems
US20030157823A1 (en) 2002-02-19 2003-08-21 Morris Richard W. Hermetically sealed nuclear instrumentation connector
US20030169839A1 (en) 2002-03-11 2003-09-11 Matteson Donn Moore Prefabricated in-core instrumentation chase
US6895067B2 (en) 2002-04-30 2005-05-17 Framatome Anp, Inc. Smooth collet for pulling fuel rods
US7424412B2 (en) 2002-12-23 2008-09-09 Global Nuclear Fuel - Americas, Llc Method of determining nuclear reactor core design with reduced control blade density
US7280946B2 (en) 2003-04-30 2007-10-09 Global Nuclear Fuel-Americas, Llc Method and arrangement for determining pin enrichments in fuel bundle of nuclear reactor
US7245689B2 (en) 2003-06-18 2007-07-17 Mitsubishi Heavy Industries, Ltd Nuclear reactor internal structure
DE10328920A1 (de) 2003-06-26 2005-01-20 Framatome Anp Gmbh Verfahren zum rechnerischen Modellieren des Kerns eines Kernreaktors
US7085340B2 (en) 2003-09-05 2006-08-01 Westinghouse Electric Co, Llc Nuclear reactor fuel assemblies
US20060039524A1 (en) 2004-06-07 2006-02-23 Herbert Feinroth Multi-layered ceramic tube for fuel containment barrier and other applications in nuclear and fossil power plants
US7526058B2 (en) 2004-12-03 2009-04-28 General Electric Company Rod assembly for nuclear reactors
US7574337B2 (en) 2004-12-30 2009-08-11 Global Nuclear Fuel - Americas, Llc Method of determining a fresh fuel bundle design for a core of a nuclear reactor
US8374308B2 (en) 2005-01-11 2013-02-12 Westinghouse Electric Company Llc Helically fluted tubular fuel rod support
US20060222140A1 (en) 2005-04-04 2006-10-05 Westinghouse Electric Company Llc Eccentric support grid for nuclear fuel assembly
US20060251205A1 (en) 2005-05-02 2006-11-09 Westinghouse Electric Co. Llc In-core fuel restraint assembly
US7412021B2 (en) 2005-07-26 2008-08-12 Westinghouse Electric Co Llc Advanced gray rod control assembly
WO2007047104A1 (en) 2005-10-11 2007-04-26 Stein Seal Company Shutdown seal for reactor coolant pump
US20070146480A1 (en) 2005-12-22 2007-06-28 Judge John J Jr Apparatus and method for inspecting areas surrounding nuclear boiling water reactor core and annulus regions
US20070206717A1 (en) 2006-03-02 2007-09-06 Westinghouse Electric Company Llc Multiple and variably-spaced intermediate flow mixing vane grids for fuel assembly
US7548602B2 (en) 2006-03-09 2009-06-16 Westinghouse Electric Co. Llc Spacer grid with mixing vanes and nuclear fuel assembly employing the same
US7453972B2 (en) 2006-06-09 2008-11-18 Westinghouse Electric Co. Llc Nuclear fuel assembly control rod drive thimble to bottom nozzle connector
CN101154472B (zh) 2006-09-29 2011-11-09 中国核动力研究设计院 一体化低温核供热堆
US20080084957A1 (en) 2006-10-06 2008-04-10 Westinghouse Electric Company, Llc Nuclear reactor fuel assemblies
US8483346B2 (en) 2007-04-16 2013-07-09 Westinghouse Electric Company Llc Nuclear reactor control rod spider assembly
US8811561B2 (en) 2009-06-10 2014-08-19 Babcock & Wilcox Nuclear Operations Group, Inc. Control rod drive mechanism for nuclear reactor
US9911512B2 (en) 2012-02-27 2018-03-06 Bwxt Mpower, Inc. CRDM internal electrical connector
US9805832B2 (en) 2012-02-27 2017-10-31 Bwxt Mpower, Inc. Control rod drive mechanism (CRDM) mounting system for pressurized water reactors
US20160293280A9 (en) 2012-02-27 2016-10-06 Bwxt Mpower, Inc. Crdm internal hydraulic connector

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3162579A (en) * 1960-08-09 1964-12-22 Gen Dynamics Corp Rod drive system for use with negative temperature coefficient reactor
US4045283A (en) * 1974-12-30 1977-08-30 Combustion Engineering, Inc. Control rod and/or instrument tree assembly
CN1040699A (zh) * 1988-08-25 1990-03-21 法玛通公司 加压水核反应堆堆芯检测装置及其装卸方法和装置
US5094268A (en) * 1990-04-19 1992-03-10 Societe Nationale D'etude Et De Construction De Moteurs D'aviation "S.N.E.C.M.A." Regulator having an electrohydraulic connection plate
US5022100A (en) * 1990-09-28 1991-06-11 The United States Of America As Represented By The Secretary Of The Navy Apparatus and method for underwater acoustic receiving system installation in diving helmet
US20110222640A1 (en) * 2010-03-12 2011-09-15 Desantis Paul K Control rod drive mechanism for nuclear reactor

Cited By (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US9805832B2 (en) 2012-02-27 2017-10-31 Bwxt Mpower, Inc. Control rod drive mechanism (CRDM) mounting system for pressurized water reactors
US9911512B2 (en) 2012-02-27 2018-03-06 Bwxt Mpower, Inc. CRDM internal electrical connector
US10629313B2 (en) 2012-02-27 2020-04-21 Bwxt Mpower, Inc. Control rod drive mechanism (CRDM) mounting method for pressurized water reactors
US10943705B2 (en) 2012-02-27 2021-03-09 Bwxt Mpower, Inc. CRDM internal electrical connector and method of use thereof
US11342082B2 (en) 2012-02-27 2022-05-24 Bwxt Mpower, Inc. Control rod drive mechanism (CRDM) mounting method for pressurized water reactors
CN104520938A (zh) * 2012-04-17 2015-04-15 巴布科克和威尔科克斯M能量股份有限公司 控制棒驱动机构内部电连接器
CN105632571A (zh) * 2014-12-01 2016-06-01 上海核工程研究设计院 一种一体化反应堆设备
CN106782690A (zh) * 2017-01-05 2017-05-31 上海核工程研究设计院 一种核电厂控制棒驱动机构抗震支承系统
CN112037940A (zh) * 2020-08-27 2020-12-04 清华大学 内置式控制棒驱动线有限空间安装方法
CN112037940B (zh) * 2020-08-27 2024-02-06 清华大学 内置式控制棒驱动线有限空间安装方法

Also Published As

Publication number Publication date
WO2013162661A1 (en) 2013-10-31
CA2865646C (en) 2021-03-02
US10629313B2 (en) 2020-04-21
EP2820653A1 (en) 2015-01-07
US11342082B2 (en) 2022-05-24
US20180068749A1 (en) 2018-03-08
CA2865646A1 (en) 2013-10-31
US20200286636A1 (en) 2020-09-10
EP2820653A4 (en) 2015-10-28
EP2820653B1 (en) 2017-03-15
US9805832B2 (en) 2017-10-31
US20130223580A1 (en) 2013-08-29

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN103295653A (zh) 用于压水堆的控制棒驱动机构的安装系统
US11056249B2 (en) Combined mounting/electrical distribution plate for powering internal control rod drive mechanism (CRDM) units of a nuclear reactor
US20150243377A1 (en) Compact nuclear reactor
EP3133611B1 (en) Pressurized water reactor with upper vessel section providing both pressure and flow control
EP2771887B1 (en) Apparatus comprising a pressurized water reactor and a method of installing a reactor coolant pump
US10943705B2 (en) CRDM internal electrical connector and method of use thereof
KR20150088812A (ko) 수중 커넥터 장치를 구비한 모듈식 수력 발전소 및 그 설치 방법
US9593684B2 (en) Pressurized water reactor with reactor coolant pumps operating in the downcomer annulus
US20130301778A1 (en) Crdm internal hydraulic connector
CN104520938A (zh) 控制棒驱动机构内部电连接器
JP4707217B2 (ja) 沸騰水型原子炉

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
WD01 Invention patent application deemed withdrawn after publication
WD01 Invention patent application deemed withdrawn after publication

Application publication date: 20130911