CN1038897A - 在运行中测量核反应堆活性区参数的装置 - Google Patents
在运行中测量核反应堆活性区参数的装置 Download PDFInfo
- Publication number
- CN1038897A CN1038897A CN89103954A CN89103954A CN1038897A CN 1038897 A CN1038897 A CN 1038897A CN 89103954 A CN89103954 A CN 89103954A CN 89103954 A CN89103954 A CN 89103954A CN 1038897 A CN1038897 A CN 1038897A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- leakproof
- measuring
- nozzle
- chamber
- cable
- 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
- G21C17/108—Measuring reactor flux
-
- 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
本装置包括一测量管道(10),它可移动地装在一根导管中,从反应堆连接到仪表室,并通过一密封的喷嘴(25)而进入仪表室测量管道内封装着固定在中心护套(13)周围的套管(14)。每个测试头是紧固在电缆(16)的末端并可移动地装在一防漏的外围套管(14)内部。喷嘴(25)包括一防漏室(40),在其端部测量管道(10)的每根外围套管有一防漏的通道(50,50′)使测量电缆(16)能滑出而进入腔室(40)。每根电缆(16)的防漏通道装置(52)也安装在喷嘴(25)腔室(40)的出口壁(42)中。
Description
本发明涉及一在运行中对一核反应堆活性区的参数进行测量的装置,特别是对于一增压水的核反应堆。
增压水核反应堆包括一当反应堆在运行中充有一种由增压的水所组成的冷却液的容器。含有燃料系统的反应堆活性区完全浸没在冷却水中。
在使用这种增压水的反应堆时,必须在运行中进行活性区的测量。尤其是必须在沿活性区高度方向的不同处所进行中子通量的测量以便了解活性区的中子通量或功率分布,这一般是相应于垂直方向。
在其中心部分,形成活性区的燃料系统包括一检测喷嘴,在喷嘴中能在整个活性区的高度引入一防漏套管,在套管中设有一测试头,它在运行中可以移动。
套管同每个在其中进行中子通量测量的燃料系统一起必须能从这些组件中抽出,例如需要进行再加载时。因此这些套管必须这样安装使它们能在连接容器下部和仪表室中测量室的导管内滑动。在测量室中能对远离通入活性区的套管的另一端用手够得到,以便移动测试头收集测量信号以及在导管内移动套管。虽然导管的大部分长度上具有弯曲的形状,但由于它与套管之间留有足够大的间隙,所以不需施加很大的力量进行推或拉,便能使套管在导管内移动。
除了可移动的中子通量测试头外,还利用了一组象集合器那样的通量测量装置,设在活性区中不同高度水平的静止位置上。
在反应堆运行中在选定的不同位置上还必须设置用以测量温度、压力的装置,为了简化活性区的测量、使用步骤和仪表的维护,建议将所有的测量装置设置在一个活性区组合内,使测量在一防漏的支持和定位管道内进行,该管道的设计与安装可移动的测试头的管道相同。这样的管道包括一外面呈管状的外壳,其中在中心位置装有一个与外壳同轴的护套以引导一用以测量中子通量的移动测试头。象集合器那样的测量设在管道内中央护套的周围,并处在管道长度方向的静止位置上。用来支持和定位测量装置的管道的直径略小于使其在里面移动的导管的直径。该导管是以容器下部连接到仪表室的。管道只需在其末端进行推动或拖拉便可以置入活性区或在仪表室从活性区抽出。在仪表室内,测量管道以滑动和防漏的状态安装在一喷嘴中,该喷嘴是牢固地接在相应的导管的末端形成一整体。
显然必须采用以先进技术实现小形化的中央套管和中子通量测试头,系统的测试喷嘴与单独容纳套管的喷嘴相同。同样,为管道留出的用以在反应堆容器内部结构(在容器底部和活性区基础之间)中支持和定位测量装置的通道和导管也和那些仅用于引导护套的一样。
这些测量管道必须具有足够的挠性,使它能够用不大的力在连接仪表室和容器底部的弯曲导管内推动或拉动。另外,这些测量管道的外部套壳必须在高温、高压和照射下承受液体中的压力。特别是此防漏的外部套壳必须能承受在反应堆运行中主冷却水作用在套壳壁上的压力。
为了避免测量管道的管壁承受反应堆主冷却液的压力起见,在Framatome专利申请86-16 505中提出测量管道应如此制造使其内部表面和外部表面均与主液体相接触。
测量管道是制成一开启的管状单元,它包括由其中装有测试头的隔板相连接起来的几节挠性管道。与管道同轴设置的中央护套制成防漏形式,并能承受同它的外壁相接触的主液体的压力。周围的测试头是直接浸没在测量管道内部的主液体中。沿着管道长度所设置的周围测试头的位置完全由各节挠性金属管连接起来的隔板的位置所决定。
这种装置的优点是能制成既有挠性又很牢固的形式并能容易地将测量装置放入反应堆活性区中。
然而当周围的测试头在运行中失效时,整个测量管道必须能从相应的导管中抽出,并在工厂内修理以便更换。
另外,测试头的位置是不能更改的,它在测试管道设计时已一劳永逸地确定好了。
最后,通向各测量系统的导管具有不同的长度,并要求测量管道的设计与各具体条件相适应。这个要求从测量管道的制造、储存和更换的角度来看,提出了许多难以解决的问题。
因此本发明的目的是提供一种在运行中测量核反应堆活性区参数的装置,它浸没在充入容器内的反应堆冷却液中,包括一个在内部和外部都同冷却水相接触的测量管道,在其内部中央的同轴位置上设有一密闭和防漏的护套用以引导一测量中子通量的可移动测试头,在其周围的位置上设有许多测试头用以测量活性区的物理参数,测量管道是可移动地安装在一根从反应堆容器通到仪表室的导管内,测量管道足以滑动和防漏的方式通过一个整个装在导管末端上的密封喷嘴而进入仪表室的,这个测量装置能方便地实现周围测试头的更换和定位,并能采用一种单一型式的测量管道来设置所有反应堆的导管。
为了这个目的,周围的测试头是紧固在挠性的可移动的测量电缆的末端,它们的安装是可移动的,每一个放在一防漏的外围护套内。有许多外围护套按螺旋形的方式装在中央护套的周围,喷嘴内有一个对于主冷却液和仪表室均隔离的防漏腔室,管道的外围套管在仪表室内开启,每一根在其端部有一防漏的通道用以将测量电缆和相应的测试头滑出而引入腔室内。在喷嘴的腔室出口壁上也设有每个电缆测试头单元的防漏通道装置。
为了对本发明有更适当的了解起见,拟参照附图对按本发明的用于增压水核反应堆的测量装置充分加以举例说明。
图1是增压水核反应堆容器的下部和在容器底部附近及其侧面的剖视图。
图2是按本发明的装置中测量管道的部分透视图。
图3是按本发明的装置中测量管道末端的轴向剖视图。
图4是按本发明的装置中密封喷嘴前部的剖视图。
图5A和5B是按本发明的装置中喷嘴出口的后部相继两节的剖视图。
图6是图5B中部分6的局部放大图
图7是图5B中沿7-7的剖视图
图8是图4中沿8-8的剖视图
图9是图5A中沿9-9的剖视图
图10是图5A中沿10-10的剖视图
图11是图5B中沿11-11的剖视图
图12是图5B中沿12-12的剖视图
图1表示一增压水核反应堆容器1的底部1a封住含有燃料系统的反应堆活性区2。有许多套筒3穿过底部1a,每一套筒上接有一根管子4,用以引导测量管路。导管4是弯形的,然后依次形成水平的几排引向仪表室5,导管排的水平面低于容器底部1a的水平面,并且安排在容器1的侧边。每根导管4进入仪表室5后依次接到一隔离阀7和一密封喷嘴。
阀门7可以使导管4的末端在相应的测量管道全部抽出后关闭成一完全防漏的状态。
喷嘴8有一密封装置,可对测量管道10提供一防漏和滑动的通道。
图1中的密封喷嘴8仅表示一简单的概括示意图,具体的细节将在本说明的其余部分详细介绍。
图2表示一根测量管道10的一部分,它有一由几节金属软管11通过隔套12一节一节连接而成的外部管状套壳。它用以支持和定位设在测量管10内部的中央护套13和外围护套14,并容纳测试头。
中央护套13是沿测量管道10的轴线而安排的,它制成套管的形式,能承受反应堆的主液体的压力,也就是说其进入核反应堆活性区的端部有一封闭的外壳。
有一个中子测试头(图中未表示)能在中央管道13中借助于同它相连接的测量和移动电缆的推或拉来回移动。
外围护套14也是制成套管的形式,能承受主液体的压力。这些外围护套包括许多内径为1.5mm的毛细管,中央护套13的内径小于5mm。
在中央管道13的周围设有10根护套14,每根护套14内容纳一个装在电缆16端部的测试头15,电缆是一根同轴电缆,用以传递测量信号,并能使测试头15在护套14内部移动。护套14,按照弯曲部分的长度以很长的螺距安排成螺旋状。例如,对于曲率半径为2500mm的管子,护套14的节距定为3927mm,护套14的这种螺旋形的结构是为了平衡由于弯曲时长度变化所引起的拉力和压力。
当测量管道10位于运行中的反应堆的活性区时,它的内部和外表面均同增压的主液体(320℃和155巴)相接触。
因此护套13和14承受到主液体的压力,但这些直径很小的护套具有较厚的管壁,因而能承受住此压力。测量管道10保留有足够的挠性,以便能在反应堆的导管4内移动。
图3表示测量管道10的端部,它具有一枪弹形的封头18,在其上连接一位于测量管道10前端的一节软管11。枪弹状可使测量管道10容易穿入相应的导管4,并在其中移动,同时也容易穿入容器的内部装置和燃料系统的导管。
测量管道10的端部18具有直接通道,以便当测量管道在运行中要引入反应堆的导管中时,能有利地使测量管道的内部同由增压水组成的外面介质相联系。
中央护套13上焊有一堵头19使它封闭成防漏状态,因此它形成一套筒。当测量管道处于相应的燃料系统内时,使中子测试头能在这套筒内在整个活性区的高度范围内移动。
外围护套14被保持在与部件18轴向平行的通道20内,使端部21当由于材料膨胀而伸长时能相对于管道10而移动。
每根护套14在端部借一焊接的堵头21而使它封闭成为一防漏的结构。
在可移动的测量同轴电缆16的末端上接有一测试头15,它能在护套14内沿整个长度移动,而且能放置在测量管道10沿长度方向的任何位置。
图4表示导管4的末端进入仪表室5并通过一具有球形门22的阀门7同密封喷嘴25的端部相连接的情况。
引入管4的内孔的测量管道10,其外径略小于管4的孔径,因而允许测量管道作轴向移动以实现它在反应堆活性区内的定位。
喷嘴25的前部借一焊块23紧固在阀体7上,该阀门本身是借焊块24紧固在管4的端部。
在喷嘴的前端部设有一开口26,上面装有一堵柱27,以便在测量管道10拆卸时能在导管中提供一反压。
从图8可见,管4的内孔21能提供一带有间隙的通道使含有中央护套13和毛细管的外围护套14的测量管道10在其中运动。
一般情况下,从图5A,5B和图9,10可见,密封喷嘴25包括一由一系列部件28,29和31相继组成的管状体,借滚花螺母32,33和34以及半圆键38等组装而成。
这种结构可为喷嘴25提供完全的可拆性,以便能用手够及包括测量管道10的尾部的喷嘴中心部分。
喷嘴的前部28是利用螺母32装在中间部分29上,其间还嵌有密封垫35。螺母33和34以及半圆键38是用来装配中间部分29和后面部分31的,其截面如图9和10所示,某些部分具有六边形的形状。
管道10的后部是整体地装在一具有锥形内孔30a的铃状部件30上。
部件30上也有两个装密封垫36的密封槽,密封垫36放在部件30与喷嘴25的部件29和33之间。
密封垫39和39′依次安放在喷嘴25的部件28和29的内孔,使管道10能在喷嘴25中滑动并形成防漏结构。
测量管道10的尾部10a包括一部件,在它的中部开有一孔,通过焊接以防漏的方式紧固中央护套13,并利用周边的槽子来安装引入此壳体的各外围护套14,并利用焊接封装好。把部件10a经过焊接填充的外表面进行加工,形成一光滑的平面,以与密封垫39和39′相配合。
当测量管道10位于在运行中的反应堆的导管4中时,增压水将充入导管4的内孔和管道10的内孔。
喷嘴25的前面内部含有增压水的部件30借密封垫39,39′和36同喷嘴25的后面内部是完全隔离的。
在其内部,喷嘴25的部件31设有一腔室40,它通过密封垫36同承受主液体压力的部件完全隔离开。
另外,腔室40借助于密封件42也与外部环境相隔离,也就是同仪表室相隔离。这可参照图6来说明。
腔室40借铃状部件30将一装在测量管道后端10a上的载体部件44整个围住。载体部件44的端部呈锥体状,它嵌入部件30的内孔30a中,并借助一半圆键和一螺母46装配在部件30上。部件44的中心部分被穿通,在整个长度方向形成一内孔,使中央护套13能通过。在其后部的锥体部分,载体部件44也设有十条与测量管道的轴线XX′成倾斜的周边槽47,在每条槽中嵌入一根外围护套14,其途径是以管道10的末端10a经过部件30后再经过载体44的端部,然后偏离管道10的轴线XX′,在周边上穿过载体44的环形部件48而达到出口。
载体44上借两个环形部件49和49′装有两串5个密封装置50和50′,每个密封装置中嵌入外围护套14的一端。
每个密封装置50和50′能实现防漏作用,并能使电缆滑动拉出,在电缆的端部装有一测试头15,嵌入测量管道10的外围护套14之中。
在密封装置50或50′的出口处,电缆16嵌入一装在部件42上的防漏通道装置52,然后进入通道的延伸部分43,如图6所示。
部件42借一密封环54以防漏的方式装在腔室40的外壳部件31内。因此部件42起着腔室40的防漏封闭作用。
在部件42的中部钻成一中心孔,中央护套13以防漏的方式紧固在此孔内。另外,部件42在周围还钻有10个对管道10的轴线XX′略呈倾斜的孔作为通道43。
在通道43的入口处,在腔室40的内部装有一密封装置52,以便为可移动的测量电缆16提供一防漏而能滑动的通道。
从图5A,5B,6和7可见,当电缆16离开腔室40以后,每根电缆绕在一储存卷轴55上。卷轴55是安装在托架56上,并整个装在喷嘴25的后端。
托架56形成一外壳,其中在同一轴上装有10个卷轴,每个卷轴容纳一根测试头的电缆16。
图7表示托架外壳56的两块侧板56a和56b,装在喷嘴25的端部,其上还装有卷轴55的公共轴57。在卷轴55的四周部分开有一沟槽以存放一定长度的电缆16。
在相应的储存卷轴55的出口处,每根电缆16穿入一防漏的通道装置59,该通道装置59是装在托架外壳56的倾斜延伸部分60内。
图11表示在外壳56的倾斜延伸部分60内部,设置有防漏通道59。
在防漏通道59的出口处,每根电缆16连接到一个芯杆61,穿经一隔离部件62,并穿出由隔离部件62所封盖的外壳倾斜部分60的末端。
上述芯杆61的连接可采用一电气连接装置63来保证。它具有10根引出线能穿入芯杆61。电气连接装置63利用同一链条65的快速偶合以防漏的方式连接到倾斜延伸部分60的末端,如图12所示。
托架外壳56的后部68为中央护套构成一防漏的出口。
密封装置50,50′和52是采用市场销售的装置,其商品名称为“Swagelok”这种小型化的装置包括若干锥面的部件以防漏的方式互相接触,并为穿入这些密封装置中的电缆16提供防漏而能滑动的通道。
装在电缆16末端的测试头,其外径基本上与相应的测试和移动电缆的直径相同,因此当需要在毛细管的外围护套内重穿一测试头时它能够穿过此密封装置。
在外壳56内部各相应的卷轴55上储存一定长度的电缆16,则不论导管相对于容器底部的位置如何,也不论测试头在核反应堆活性区中的具体位置如何,均能采用标准的硬件。
实际上,在一电力为900或1300兆瓦的增压水核反应堆的情况下,约有50~60根的测量管道,其长度视活性区系统和进行测量的装置的位置而有所不同。另外测试头,特别是中子通量的测试头,可能位于活性区底部到顶部之间的不同高度上。
根据上述情况可知测试头的测量电缆,其长度基本上是变化的,测量电缆的最短和最长的长度差可达7米之多。
根据本发明的装置,设置一储存卷轴来储存电缆的多余长度,便能采用具有标准长度的测试电缆,只要相应于测试头在活性区中最远的位置所需的最大长度即可。
当测量管道10投入使用时,先不装测试头,将它穿进喷嘴,然后穿入导管,当管道位于活性区后再行装上测试头。每一测试头可按照予定的高度,十分精确地放在活性区内。在导管中未经卷绕的电缆16的长度能够测量,以确定和监测测试头的位置。
在测试头发生故障的情况下,不需要拆卸测量管道便能抽出。此时只要把外壳56和部件31与喷嘴分离,并将电缆16的末端拉出即可。
包括测试头15,其电缆16,储存卷轴55以及相应的密封装置59在内的整个单元可以进行更换。测试头15穿在测量管道内,通过部件42而进入渠道43,防漏通道装置52为它提供一进入腔室40的通道。然后测试头及其电缆16穿入相应的密封装置50或50′,使它能引入相应的毛细管护套14中。于是对测试头的向前运动进行监测,直到测试头占居它在活性区中的位置为止。位置的监测只需通过对电缆16的长度进行监测便能实现。
显然,上述先进技术的装置中,测量管道10只要在喷嘴25拆卸后,借其末端部件44的拉动便能整个从活性区抽出。在测量管道移动的过程中,由于喷嘴25的部分密封垫39和39′整个与导管相连,因此其周围的密封仍能保持。
上述抽出测量管道的操作应在核反应堆已停止运动,而容器内仍充满室温的水的情况下进行。
当测量管道10的前端移出阀门7的位置以后,阀门应关闭,使导管完全隔离并防止主液流入仪表室。
另外在反应堆运行时,按照本发明的装置能防止在高压下的主液漏入仪表室内。
实际上,喷嘴25的内部空间在其容纳增压主液的部分是同外界完全隔离的。
外围护套14和电缆16从中引出的腔室40本身也是与喷嘴承受主液压力的部分以及外界环境完全隔离的。
在正常运行中,主液是借助在喷嘴和测量管道的部件30之间的密封垫30而被堵住。
当有一根外围护套14出现裂缝而导致其接触主液部分和位于腔室40的部分发生泄漏时,主液将流入腔室40内。但由于有密封装置50和50′的存在,这主液是不能进入其他的外围毛细管护套14的。另外,密封装置52能防止主液向腔室40的外面泄漏。
这种泄漏现象很容易借穿过腔室40壁的电气插头67来进行检测。
另外还有一个泄漏检测器69,它也是在由一穿过喷嘴的部件29的管壁的电气插头组成,用来确定在密封垫39和39′之间的测量管道周围有无主液存在。
因此按本发明的装置能防止主液流入仪表室和任何泄漏,并能检测在喷嘴某些部分内有无主液存在。
本发明并不限于上面所述的具体结构。
因此可能设想采用具有不同形状和包括不同部件数量的可拆卸的密封喷嘴。
密封装置可能使电缆出口制成任何形式以实现足够的小形化,并在反应堆运行的情况下使用。
测量管道能装有任何数量的测试头,安排在外围护套中,但其数目以8-10为宜。
最后,根据本发明的装置可应用到任何具有一活性区的核反应堆并需要在反应堆运行中实现测量的场合。
Claims (9)
1、在运行中用以测量核反应堆的活性区参数的装置,浸没在充入容器内的反应堆的冷却液中,包括一内部和外部均与冷却液相接触的测量管路(10),其内部在中心位置同轴地设有一密闭和防漏的护套(13),用以引导一可移动的中子通量测试头,在周围的位置上有许多用以测量活性区物理参数的测试头(15),测量管道(10)可移动地安装在一根连接反应堆容器(1)和仪表室(5)的导管(4)中,测量管道以滑动和防漏的方式通过一密封喷嘴(25)整体地装在导管(4)的末端而进入仪表室,它具有以下特征:外围测试头(15)装在挠性的测量和移动电缆(16)的末端穿在一防漏的外围护套(14)中,所有外围护套(14)围绕着中央护套(13)放在测量管道(10)内并安排成螺旋形式,喷嘴(25)包括一防漏的腔室(40)并与主冷却液和仪表室(5)相隔离,管道(10)的外围护套(14)在仪表室(5)中开口,每一根在端部有一防漏的通道(50,50′)作为测量电缆(16)和相应的测试头(15)进入腔室(40)的滑动出口,每一电缆测试头单元(15,16)的防漏通道装置(52)设在喷嘴(25)的腔室(40)的管壁(42)上。
2、根据权利要求(1)的装置,其特征在于:它另外还在远离导管(4)的喷嘴(25)的端部上装有一外壳(56)以支撑储存卷轴(55),用来储存电缆(16)的多余长度。
3、根据权利要求(2)的装置,其特征在于:外壳(56)上具有一相对于管道(10)的轴线成倾斜的延伸部(60),通过这延伸部,从相应的卷轴(55)离开的电缆(16)的端部同电气接头(62)相连接,在卷轴(55)和接头(62)之间的电缆通道中设有一防漏通道装置(59)。
4、根据权利要求(1)的装置,其特征在于:喷嘴(25)在测量管道(10)的轴向包括一系列相继的部件(28,29,31),这些部件可以利用螺母(32,33,34)连接起来,并能拆卸。
5、根据权利要求(1)的装置,其特征在于:远离其前端的测量管道(10)的末端在进入活性区时是整体地装在一部件(30)上,与密封垫(36)相配合在喷嘴内部的一个同反应堆的主冷却液相接触的部件和腔室(40)之间形成密封,使腔室(40)与主液相隔离。
6、根据权利要求(5)的装置,其特征在于:在其后部,部件(30)连接到一个位于腔室(40)内部的载体部件(44),在它的上面装有防漏通道装置(50,50′,52)。
7、根据权利要求(6)的装置其特征在于:在每一根外围护套(14)的端部所设置的防漏通道装置(50,50′)是按沿载体部件(44)轴向长度所分布的护套而分成两组安装的。
8、根据权利要求(6)和(7)的任何一项的装置,其特征在于:喷嘴(25)的腔室(40)的出口壁(42)上的两个防漏通道装置是与测量管道(10)和喷嘴(25)的轴线(XX′)成倾斜角度而设置的。
9、根据权利要求(1)-(8)的装置,其特征在于:在一个通过腔室(40)管壁的开口内,装有一具有电气接头的液体检测器(67)。
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
FR8807497A FR2632442B1 (fr) | 1988-06-06 | 1988-06-06 | Dispositif de mesure de parametres dans le coeur d'un reacteur nucleaire en service |
FR8807497 | 1988-06-06 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN1038897A true CN1038897A (zh) | 1990-01-17 |
CN1023267C CN1023267C (zh) | 1993-12-22 |
Family
ID=9366971
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN89103954A Expired - Fee Related CN1023267C (zh) | 1988-06-06 | 1989-06-05 | 带有在运行中测量反应堆活性区参数装置的核反应堆 |
Country Status (9)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4986954A (zh) |
EP (1) | EP0346170B1 (zh) |
JP (1) | JPH0231196A (zh) |
KR (1) | KR900000924A (zh) |
CN (1) | CN1023267C (zh) |
DE (1) | DE68903247T2 (zh) |
ES (1) | ES2036042T3 (zh) |
FR (1) | FR2632442B1 (zh) |
ZA (1) | ZA893967B (zh) |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN102378902A (zh) * | 2009-04-02 | 2012-03-14 | 阿海珐Np有限公司 | 用于在原子能设备的压力容器中测量料位的装置的密封装置 |
CN101776211B (zh) * | 2009-12-30 | 2012-10-03 | 天津市海王星海上工程技术有限公司 | 一种用于海底油气管线检测与定位的挠性装置 |
CN105190773A (zh) * | 2013-04-11 | 2015-12-23 | 西屋电气有限责任公司 | 一种反应堆堆芯内仪器操纵系统 |
Families Citing this family (24)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
EP0496998A1 (en) * | 1991-01-30 | 1992-08-05 | Combustion Engineering, Inc. | Extending in-core instrument life |
FR2679371B1 (fr) * | 1991-07-18 | 1993-10-08 | Commissariat A Energie Atomique | Dispositif de surveillance du flux neutronique d'un reacteur nucleaire. |
FI105556B (fi) * | 1991-09-30 | 2000-09-15 | Sankyo Co | Menetelmä lääkeaineina käyttökelpoisten pyrimidiiniukleosidijohdannaisten valmistamiseksi, joilla on kasvaimen vastaista vaikutusta |
DE4302330C1 (de) * | 1993-01-28 | 1994-06-23 | Bbc Reaktor Gmbh | Verfahren und Vorrichtung zur Abschirmung der von den Sonden der Innenkerninstrumentierung eines wassergekühlten Kernreaktors ausgehenden Strahlung |
US6406064B1 (en) * | 1999-11-03 | 2002-06-18 | Westinghouse Electric Company Llc | Positive locking device for reactor instrumentation protection sleeve assembly |
US6522709B1 (en) * | 1999-11-12 | 2003-02-18 | Westinghouse Electric Company Llc | Nuclear in-core instrument (ICI) assembly with compressed flexible hose sheath |
FR2803425B1 (fr) * | 1999-12-30 | 2002-04-05 | Atea Soc Atlantique De Tech Av | Procede et dispositif de realisation d'un passage de traversee etanche d'un conduit de mesure a l'extremite de sortie d'un conduit d'instrumentation d'un reacteur nucleaire refroidi par de l'eau legere |
DE10006470C2 (de) * | 2000-02-14 | 2002-03-07 | Framatome Anp Gmbh | Einrichtung zur Instrumentierung für einen Kernreaktor |
US6522708B1 (en) * | 2000-04-03 | 2003-02-18 | Westinghouse Electric Company Llc | Seal arrangement for in-core instrument housing |
KR100572054B1 (ko) * | 2004-01-09 | 2006-04-18 | 한국전력공사 | 원자로 핵계측 설비 |
US7595280B2 (en) * | 2005-08-16 | 2009-09-29 | Halliburton Energy Services, Inc. | Delayed tackifying compositions and associated methods involving controlling particulate migration |
CN102081979B (zh) * | 2009-11-27 | 2013-03-20 | 上海核工程研究设计院 | 堆芯中子注量率数据采集和处理系统 |
US9378853B2 (en) | 2010-10-21 | 2016-06-28 | Bwxt Nuclear Energy, Inc. | Support structure for a control rod assembly of a nuclear reactor |
JP5843492B2 (ja) * | 2011-06-17 | 2016-01-13 | 三菱重工業株式会社 | 放射線遮蔽方法及び構造体の処理方法 |
US10102932B2 (en) | 2012-04-17 | 2018-10-16 | Bwxt Mpower, Inc. | Power distribution plate for powering internal control rod drive mechanism (CRDM) units |
US9887015B2 (en) | 2012-04-17 | 2018-02-06 | Bwxt Mpower, Inc. | Suspended upper internals with tie rod couplings for compact nuclear reactor |
WO2013162898A2 (en) | 2012-04-17 | 2013-10-31 | Babcock & Wilcox Mpower, Inc. | Riser transition element for compact nuclear reactor |
CN104488035A (zh) | 2012-04-17 | 2015-04-01 | 巴布科克和威尔科克斯M能量股份有限公司 | 带有紧凑上部堆内构件组件的一体式压水反应堆 |
WO2013158491A1 (en) | 2012-04-17 | 2013-10-24 | Babcock & Wilcox Mpower, Inc. | Suspended upper internals for compact nuclear reactor including a mid-hanger plate |
WO2013158498A1 (en) | 2012-04-17 | 2013-10-24 | Babcock & Wilcox Mpower, Inc. | Suspended upper internals for compact nuclear reactor including a lower hanger plate |
WO2014200599A1 (en) | 2013-03-15 | 2014-12-18 | Babcock & Wilcox Mpower, Inc. | Extruded guide frame and manufacturing methods thereof |
KR101597989B1 (ko) | 2014-11-07 | 2016-02-29 | 한국원자력연구원 | 원자로 모사 환경에서의 프로브팁 4축 이송 시스템 |
KR102374194B1 (ko) * | 2015-02-09 | 2022-03-14 | 프라마톰 게엠베하 | 방사성 핵종 생성 시스템 |
KR101716837B1 (ko) * | 2016-01-25 | 2017-03-15 | 한국전력기술 주식회사 | 중소형 원자로압력용기 케이블 관통관 밀봉장치 |
Family Cites Families (10)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2081077B1 (zh) * | 1970-03-03 | 1974-03-01 | Framatome Sa | |
US3766005A (en) * | 1970-05-22 | 1973-10-16 | Licentia Gmbh | Device for the mechanical selection of reactor measuring canals |
US3860824A (en) * | 1973-10-23 | 1975-01-14 | Nuclear Services Corp | Fluid driven in-core flux mapping probe system |
US4140911A (en) * | 1977-07-07 | 1979-02-20 | Westinghouse Electric Corp. | Self-powered in-core neutron detector assembly with uniform perturbation characteristics |
DE2832122A1 (de) * | 1978-07-21 | 1980-01-31 | Kraftwerk Union Ag | Messlanze fuer siedewasserkernreaktoren |
US4426352A (en) * | 1980-11-14 | 1984-01-17 | The Babcock & Wilcox Company | Composite detector |
US4708844A (en) * | 1984-03-20 | 1987-11-24 | Westinghouse Electric Corp. | Reactor monitoring assembly |
US4728479A (en) * | 1986-01-09 | 1988-03-01 | Westinghouse Electric Corp. | High pressure seal fitting with built-in low pressure seal arrangement |
FR2607309B1 (fr) * | 1986-11-26 | 1989-04-28 | Framatome Sa | Conduit de support et de positionnement de dispositifs de mesure dans le coeur d'un reacteur nucleaire |
US4780267A (en) * | 1987-02-17 | 1988-10-25 | Westinghouse Electric Corp. | In-core assembly configuration having a dual-wall pressure boundary for nuclear reactor |
-
1988
- 1988-06-06 FR FR8807497A patent/FR2632442B1/fr not_active Expired - Lifetime
-
1989
- 1989-05-11 EP EP89401319A patent/EP0346170B1/fr not_active Expired - Lifetime
- 1989-05-11 DE DE8989401319T patent/DE68903247T2/de not_active Expired - Fee Related
- 1989-05-11 ES ES198989401319T patent/ES2036042T3/es not_active Expired - Lifetime
- 1989-05-25 ZA ZA893967A patent/ZA893967B/xx unknown
- 1989-06-05 CN CN89103954A patent/CN1023267C/zh not_active Expired - Fee Related
- 1989-06-05 KR KR1019890007692A patent/KR900000924A/ko not_active Application Discontinuation
- 1989-06-06 US US07/362,537 patent/US4986954A/en not_active Expired - Fee Related
- 1989-06-06 JP JP1143962A patent/JPH0231196A/ja active Pending
Cited By (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN102378902A (zh) * | 2009-04-02 | 2012-03-14 | 阿海珐Np有限公司 | 用于在原子能设备的压力容器中测量料位的装置的密封装置 |
CN102378902B (zh) * | 2009-04-02 | 2014-03-19 | 阿海珐有限公司 | 用于在原子能设备的压力容器中测量料位的装置的密封装置 |
CN101776211B (zh) * | 2009-12-30 | 2012-10-03 | 天津市海王星海上工程技术有限公司 | 一种用于海底油气管线检测与定位的挠性装置 |
CN105190773A (zh) * | 2013-04-11 | 2015-12-23 | 西屋电气有限责任公司 | 一种反应堆堆芯内仪器操纵系统 |
CN105190773B (zh) * | 2013-04-11 | 2017-05-31 | 西屋电气有限责任公司 | 一种反应堆堆芯内仪器操纵系统 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
KR900000924A (ko) | 1990-01-31 |
EP0346170B1 (fr) | 1992-10-21 |
EP0346170A1 (fr) | 1989-12-13 |
DE68903247T2 (de) | 1993-05-06 |
ES2036042T3 (es) | 1993-05-01 |
ZA893967B (en) | 1991-01-30 |
CN1023267C (zh) | 1993-12-22 |
FR2632442B1 (fr) | 1990-09-14 |
FR2632442A1 (fr) | 1989-12-08 |
JPH0231196A (ja) | 1990-02-01 |
US4986954A (en) | 1991-01-22 |
DE68903247D1 (de) | 1992-11-26 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN1023267C (zh) | 带有在运行中测量反应堆活性区参数装置的核反应堆 | |
TWI449055B (zh) | 同位素傳輸系統之照射標的保留總成 | |
CN102257575B (zh) | 用于压水反应堆的上部堆内构件布置 | |
CN100419415C (zh) | 包含传感器的可互换装配件 | |
TWI500046B (zh) | 用於同位素傳輸系統之照射標的 | |
CN102809360B (zh) | 杆式同轴多点位移测量装置 | |
CN104891054B (zh) | 一种适用于高浓度过氧化氢的囊式贮箱 | |
CN107965635A (zh) | 一种管道探伤机器人 | |
CN112985712A (zh) | 管道气密性检测装置及方法 | |
US3911750A (en) | Apparatus for the internal inspection of tubular conduits | |
CN105319069B (zh) | 一种用于固冲发动机补燃室总压测试的装置及其总压管 | |
CN210243109U (zh) | 水压试验系统 | |
CN1055775C (zh) | 分段的检测仪表管 | |
JPS63274898A (ja) | ハイドロボール式炉心計装装置及びその操作方法 | |
CN1020824C (zh) | 核反应堆下部内部部件 | |
CN106662719B (zh) | 光纤贯穿装置 | |
CN105221880B (zh) | 管材连接结构及分集水器 | |
CN1010523B (zh) | 具有纵向长形容器的核反应堆 | |
CN101520119B (zh) | 同心双层油管 | |
CN219348742U (zh) | 一种高通过性管道超声波单节内检测装置 | |
CN108463857B (zh) | 用于核燃料组件中泄漏检测的装置和方法 | |
CN215714631U (zh) | 一种斜拉桥梁的斜拉索结构 | |
CN105190773A (zh) | 一种反应堆堆芯内仪器操纵系统 | |
CN101719388B (zh) | 可整体装拆的堆芯仪表探头导管系统 | |
CN114088262B (zh) | 具有可视化导向定位功能的空心包体应力计及使用方法 |
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 |