CN1040699A - 加压水核反应堆堆芯检测装置及其装卸方法和装置 - Google Patents

加压水核反应堆堆芯检测装置及其装卸方法和装置 Download PDF

Info

Publication number
CN1040699A
CN1040699A CN89106504A CN89106504A CN1040699A CN 1040699 A CN1040699 A CN 1040699A CN 89106504 A CN89106504 A CN 89106504A CN 89106504 A CN89106504 A CN 89106504A CN 1040699 A CN1040699 A CN 1040699A
Authority
CN
China
Prior art keywords
conduit
distribution grid
unit
interior portion
pick
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Granted
Application number
CN89106504A
Other languages
English (en)
Other versions
CN1023848C (zh
Inventor
柴渥埃尤·杰瑞德
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.)
Areva NP SAS
Original Assignee
Framatome SA
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 Framatome SA filed Critical Framatome SA
Publication of CN1040699A publication Critical patent/CN1040699A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN1023848C publication Critical patent/CN1023848C/zh
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Fee Related legal-status Critical Current

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements 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
    • G21C19/02Details of handling arrangements
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/10Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • 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

检测装置具有装在壳体盖子下方的水平分布板, 内部装有测量导线管的检测管柱通过此盖子。分布 板装有垂直导管,测量导线管通入各垂直导管。各垂 直导管插入反应堆上部内部装置的支承杆内,使测量 导线管可靠地从检测管柱导向燃料组件的检测导 管。分布板固定在反应堆上部内部装置的支承板上, 并可提升分布板以便在卸去盖子后将整套测量导线 管从燃料组件的检测导管中抽出。

Description

本发明涉及加压水核反应堆堆芯检测装置及其装卸方法和装置。
加压水核反应堆一般具有整体圆筒形壳体,其轴线在使用中作垂直布置,其上部设有可卸下的凸圆形盖子。在壳体内装有由邻接的棱柱形燃料组件构成的反应堆堆芯,此堆芯浸在冷却运转中的反应堆的加压水中。
在反应堆工作时,必须测量反应堆堆芯中沿其截面和高度不同部位的中子流。
燃料组件具有骨架结构,此结构由沿组件长度垂直设置在堆芯中的导管构成。对中子流的测量是通过装在某些组件导管中的测量导线管进行的。测量导线管由以其封闭的一端装在反应堆堆芯中的套管构成,而在套管中装有可移动的测头,也可以由内部装有中子流探测器的测量杆构成,各探测器沿杆长固定在某些规定的部位上。
在任何情况下,测量导线管都以某一端装在堆芯中而以其相对的另一端引入设于反应堆堆芯附近的测量间内。测量导线管装在检测导管中,并可滑动。因而只需从测量间内推拉其端部就可对其进行装却。
实际上,在重新对反应堆堆芯进行装料时必须从堆芯的燃料组件中抽出测量导线管。
此外,测量导线管必须通过防漏通道进入反应堆壳体,相当长的用于测量导线管的导管即通过此通道及壳体与测量间连接起来。
在某一已知的并广泛用于加压水核反应堆在实例中,测量导线管的通道由装在壳体凸圆形底部的配件构成。与这些配件连接的检测导管以其具有大曲率半径的圆弧形通道从壳体底部连通到测量间。
在壳体底部装上这些配件使壳体的制造复杂化,并难以符合安全标准的要求。
此外,反应堆厂房的结构也必须考虑很长的检测导管的圆弧形通路。因此,反应堆厂房的设计和施工也相当困难。
另外,也很难接近穿过壳体底部的配件,致使检查这些配件以确保反应堆充分安全地运行这一工作复杂化。
最后,连接壳体底部的检测导管经常充满着堆芯的冷却水,因而在导管密封出现故障时,冷却水就会进入测量间。
也有人推荐和使用过使测量导线管在防漏状态下通过壳体盖子的检测装置。这避免了在壳体底部设置配件的缺陷,也避免了为使检测导线通向测量间采用复杂的反应堆厂房结构。但是,在这种结构布置中,一部分检测装置却直接装在盖子上,这就使却下盖子以及在反应堆停止工作时搬运和存放检测装置的操作由于与盖子相牵连而复杂化。
在2,065,512号法国专利中叙述了用于反应堆堆芯的检测装置,在这种反应堆中,测量导线管就是穿过盖子设置的。
检测装置具有导管,在导管中可装入位置固定的中子探测器,也可装入可在管内移动的探测器。导管通过盖子进入管柱,再通过盖下设置的一些梁形支臂沿堆芯截面进行分布,这些支臂使每个导管导向堆芯燃料组件的导管,使其进入燃料组件。
为重新装入堆芯在使壳体内部降压后先拆下检测管柱上的防漏通道设施,然后再卸下盖子,以便操作支臂和导管。
必须借助于专用工具取出支臂(各支臂装有若干彼此单独设置的导管)以保持这些导管的形状和分布。这要求一系列借助于专用工具的操作,因此,所费时间很长,加长了反应堆的停工周期。
此外,为了减少为数很多而形状复杂的支臂,就不得不减少装有中子流检测装置的燃料组件的数量,从而降低对堆芯内中子流分布情况测定的精度。
用加压水冷却的核反应堆具有装在堆芯上方的称作上部内部装置的结构部分,此装置主要由两个用垂直支承杆连接的水平平板,其中之一装在燃料组件的上面,构成堆芯的上平板,另一平板称作支承板,装在堆芯上平板的上方,两板之间通过支承杆保持一定的距离,在盖上盖子时,支承板在壳体内固定在一个凹槽内。
上部内部装置还装有垂直管柱,此管柱构成反应堆控制杆的导管。
在反应堆为重新装料和维修而停止工作时,反应堆的上部内部装置可取出,并存放在反应堆坑内的存放架上。
在堆芯检测装置的导管或测量导线管通过盖子进入壳体的情况下,现有的这种装置不能保证在反应堆停止工作重新装料时简便而迅速地进行上部内部装置的装卸工作。
因此,尽管使堆芯检测装置通过盖子进入壳体而取得了反应堆的有利结构,但仍在反应堆的使用和维修中存在着很多不利因素。
因此,目前使用中的核反应堆大多数还是将检测管道通过底部进入壳体。
为此,本发明的目的在于推荐一种用于加压水核反应堆堆芯的检测装置,反应堆具有垂直设置的整体筒形壳体,在其上部具有可卸下的盖子,其堆芯由一些垂直设置在壳体内彼此邻接的燃料组件构成,装在堆芯上方称作上部内部装置的结构部分具有装在燃料组件上的堆芯上平板和装在堆芯上平板上方的支承板,此两平板水平设置而用垂直支承杆彼此连结,此外还具有成套通过盖子的管件,这种检测装置具有若干内部可装中子流探测器的的测量导线管,导线管通过盖子,分别进入燃料组件的导管,这种检测装置既能使很多测量导线管在反应堆堆芯内按要求进行分布,又能极方便地将这些测量导线管从反应堆堆芯中取出或装入其中。
为此,本发明检测装置还具有位于壳体盖子和支承板之间用以分布和引导测量导线管的平板,此平板平行地固定在支承板上而位于支承板的上方,通过固定在支承板上的垂直支柱以可卸下的方式将分布板连接到柱的上端,分平板具有用以穿过垂直地装在支承板上的定位构件的开口,在其对应于穿过盖子的管件的位置上按装垂直的检测管柱,在其上平面上按装提升机构,并使其面向支承板的下平面在对应于上部内部装置的管状支承杆位置上,与若干垂直的导管连成一体,在这些支承杆内可插入导管,使导管从分布板进入燃料组件的检测管,而每一导管至少可接入一根来检测管柱的测量导线管,以便引导此导线管通过上部内部装置。
本发明还涉及用以在维修反应堆时装卸检测装置的机构。
为了便于进一步了解本发明,现对本发明检测装置及其装卸机构的实施例及其附图进行说明,但本发明不受此限。
图1为本发明装有检测装置的反应堆壳体的垂直剖面图。
图2为装有检测装置的图1所示壳体的上部放大图。
图3为位于壳体盖子上方的管柱上部的垂直剖面图。
图4为反应堆内部装置中测量导线管通道的垂直剖面图。
图5为本发明检测装置测量导线管的分布和导向组件的垂直剖面图。
图6为本发明检测装置分布板的定位和提开机构的垂直剖面图。
图7为核反应堆内部装置的装卸机构和检测装置的立面图。
图8为图7中装卸机构的顶视图。
图1所示为圆柱形加压水核反应堆的壳体1,其下部为一封闭的凸圆形底部2。
壳体上部为一可卸下的凸圆形盖子3。
反应堆堆芯4由棱柱形燃料组件5构成,这些组件垂直设置并连结在一起,装在堆芯底板6上,堆芯底板6固定在圆筒状芯套7的下部。芯套7以其构成凸缘的上部8装在壳体1内加工而成的凹槽9的边缘上。堆芯屏蔽10与芯套7构成反应堆的下部内部装置,固定在芯套7的内部。下部内部装置用机构11径向固定在壳体1内部底板6的部位。这些构件11可使下部内部装置的排水管12与壳体1的排水管13相互连接。
壳体1还装有进水管14,冷却反应堆的加压水通过进水管14进入壳体1内。原始冷却水在垂直方向通过堆芯4之后,通过管13流出壳体。
置于壳体底部2上的支承构件15在壳体内反应堆堆芯意外下降时可予以支承。
在堆芯4上方,燃料组件5的上面水平地设置有堆芯上平板16,堆芯上平板16用支承杆17与相隔一定距离而水平设置的大厚度支承板18连接。
支承板18具有装在壳体凹槽9内位于芯套7法兰8上方的上法兰19。壳体盖子3置于法兰19上,以锁定支承板18和装在此支承板上的各构件。
支承板18和与其连接的各构件形成位于堆芯4上方的反应堆上部内部装置20。
除堆芯上平板16和支承杆17外,上部内部装置还具有经套管23穿过盖子的调节棒22的导管21,和经套管25穿过盖子3的热电偶管柱24。
支承板18还能保证本发明检测装置的固定和定位,现参照图1和图2对检测装置进行说明。
检测装置具有一组测量导线管26,此导线管经与穿过壳体盖子3的套管28作防漏配接的检测管柱27穿过壳体盖子3。
每根导线管26由内设可移动的测头的套管或内设几个位置固定的测头的侧杆构成,将导线管26导向上部内部装置的支承杆17,支承杆17将导线管26导向燃料组件5的导管30。
通过圆形分布板将来自检测管柱27的导线管26导向上部内部装置的相应支承杆17的入口而分布到堆芯内,圆形分布板31的直径稍小于支承上部内部装置20的支承板18的直径。
在图5内也示有分布板31,此板由用交叉肋条31a加强的钢板构成,分布板31的网格状开孔可使固定在上部内部装置上的用于调节棒22和热电偶管柱24的导管21通过。
分布板31还具有一些装有套筒32的开口,如图1和图2所示当分布板31就位时,这些套筒与固定在支承板上的垂直导向和定位管柱33接合。
分布板31在装入壳体时由管柱33导向,安置在支柱34的上部,支柱34具有支承台肩和穿过分布板31开口的螺纹部分,此开口的直径小于支承台肩的直径,用螺帽35将分布板31固定在支柱34上。固定分布板31的螺帽35是自锁的,并可保证分布板31的刚性固定。
在分布板31的上面设有作为管柱27基脚的垂直套筒36,导线管26穿过管柱27。
在分布板31的上平面上还设有提升机构37,对此,以后将予说明。
最后,如图5所示,在朝向支承板18的分布板31的下平面上,装有导管或导杆38,在每根导管38内都装有导线管26。如图1和图2所示,在将检测装置装入壳体时,每根导管38都进入上部内部装置的管状支承杆17。
现参照图3详细说明检测管柱27和穿过盖子3的相应套管28内此管柱27的防漏配接。
如图1和图2所示,每根管柱27的下部均装入相应的套筒36,此套筒构成分布板31上平面的一部分。在套筒36的上方,检测管柱27具有开口39,可使检测管柱27中的导线管26由此穿过。
在一推荐的实施例中加压水反应堆堆芯的检测装置具有六个检测管柱27,这些管柱27分别通过相应的穿过壳体盖子的套管28。六个管柱27中的两个可使装有固定测头的测杆从中通过,其他四个管柱27可使装有可移动的测头的套管通过。
图3所示为位于壳体盖子3上方的套管28的上部,用作检测管柱27的防漏出口,管柱27的下部与套筒36接合,套筒36构成分布板31的一部分。
检测管柱27可使设于其内部的一组导线管26穿过盖子进入壳体内部。
管柱27用一密封组件40与套筒28的内部作防漏连接,密封组件40具有一下部套筒40a和一上部套筒40b。这两个套筒都具有锥形部分,环41的内面压在此锥形部分上,使套筒40a和40b彼此连接。
用金属材料制成的内部密封件42可保证套筒40a和40b的密封性。
环43用一楔固件44固定在管柱27从套筒40b上方伸出的部位上。将螺钉45拧入环43内,以其下部压在套筒40b的上部,从而使管柱27稍稍上升,此管柱的下部仅与套筒36接合。由于在管柱27的外表面上加工成的台肩47与套筒40b的相应台肩是密接的,管柱27的这种上升造成防漏性接触。
管柱27的上部用一端板封闭,测量导线管26可从端板上的开口中通过。
装在管柱27上部的连接器46可使各测量导线管的端部通过管柱27的上端板与需接至检测间的各测量导线管配接。
在一推荐的实施例中,在每个管柱内设置17根测量导线管,这些导线管再穿过管柱下部的开口39,并通过分布板31进入堆芯组件的检测导管内。
图2所示为管柱27和分布板上平面之间单根导线管的路径。
如图4所示,导线管26垂直地穿过分布板31和内部装置20,到达燃料组件5的检测导管30,燃料组件的上端48示于图4中。
测量导线管26通过装在分布板31孔50上的防漏连接器49固定在分布板31的上面。
导线管26穿过分布板上的孔50,然后垂直地通过上部内部装置,进入导管38,导管38本身设于支承杆17内,支承杆通过板18和16,并在板孔处固定在这两块板上。
支承杆17具有支撑在支承板18下平面上的加宽部分53和装 有压紧螺帽52的螺纹部分,用以将支承杆17固定在板18上。
但有些支承杆为了使其能够作轴向膨胀而不设加宽部分53和压紧螺帽52。
支承杆17还具有异形底脚55,底脚55装在上平板16的孔内,垂直地与燃料组件5对准。此异形底脚具有带螺钉孔55′的径向加宽部分,此孔与板16上加工出的孔对准,用以将支承杆17的下部固定在上平板16上。
如上所述,在分布板31的下平面上设有对准开口50、用于穿过分布板31的导线管26、且直径小于管状支承杆17内径的垂直导管38。用一小型固定板56和螺钉57将导管38的上部固定在分布板31下面。
小型固定板56支承绕导管38上端设置的密封组件58。此密封组件58具有可沿导管38上端部滑动的阀门59,此阀门59通过螺旋弹簧60返回低位,并通过使波纹管62与小型固定板56的下平面连接。
阀门59与管状支承杆17的上端51接触,在导管38如图4所示装在支承杆17内部时对导管38构成防漏密封。
管状支承杆17上端51的防漏密封在反应堆工作时可以防止反应堆冷却水沿导管38作不必要的循环。这种不必要的循环实际上很易造成震动,从而加速测量导线管26的磨损。
本发明的另一种形式是采用一种内径较大的支承杆17,其内径大到足以容纳数个导管38,其底脚55具有数个导槽,可使数个测头或探测器进入同一组件5的检测管和导管。
图5所示为检测装置中借助于工具在上部内部装置中可作垂直运动的部分,下面将对此工具进行说明。
检测装置中上述部分垂直运动的总高度可达四米左右,导线管26完全从燃料组件的检测导管30中抽出。
这种操作是在反应堆停止工作、主回路和反应堆壳体冷却并降压以及在将壳体盖子3拆卸并提升之后进行的。
这时,操作人员可以在反应堆坑内水压够高的条件下,接近分布板31的上部而受到生物保护。
分布板31通常用六个支柱34和六个可卸的紧固件35固定在支承板18上。将这些可卸紧固件逐个地卸下来,以使分布板31与支承板18脱开。
固定分布板31所用支柱34上端的可卸紧固件35是用一中部带有拧松螺帽用杆的长扳手拆卸的。
如图5所示,分布板31和与之连接的构件于是可以相对于上部内部装置作向上的垂直运动,此板此时仅与垂直构件如定位构件33接合,而套筒32则与板31连成一体。
拆卸盖子3之前,须先拆下套管28上的密封机构,检测管柱27可与套管28和盖子3脱开。
图6所示为一垂直固定在支承板18上的导向和定位构件,此构件还与固定在分布板31相应位置上开口处的套筒32接合。
在导向构件33的上部,有一轴向孔61,沿此孔周边加工成数个部分连通的凹槽。
通过此孔借助于连接器可将导向柱63组装在导向构件33的上端,连接器由轴64构成,轴64上有部分断开的周边肋,其位置和形状与孔61内的部分连通的凹槽相对应。
导向柱63的组装方法为:按一定方位将轴64插入孔61,然后绕导向柱63和孔61的共同轴线和导向构件33的轴线将导向柱 63旋转不到一圈进行组装。导向柱63的外径与导向构件33的外径相等,导向柱63于是固定在导向构件33的端部而得以延伸,从而对套筒32和分布板31进行连续导向。
图6还示有提升机构37,借此可垂直提升分布板31。
提升机构37由管件构成,管壁上设有两个异形槽37a。
此异形槽37a可使提升杆66的下部提升端65在一定距离上与提升机构37和分布板31连接。
为此,提升端65的槽销65a通过一垂直运动进入异形槽37a,然后使杆66绕本身轴线转动,以使其提升端65和横销65a通过卡口装置挂住提升机构37。
导向柱63和提升杆66与反应堆上部内部装置的提升和装卸机构连接,并可在将上部内部装置从反应堆壳体内抽出之前提升检测装置而将测量导线管从燃料组件的导管中抽出。
图7和图8所示本发明反应堆上部内部装置的提升和装卸机构具有提升和装卸检测装置的必要构件。
图7所示为反应堆的上部内部装置在位于存放架上时在反应堆坑内所处位置。
图7示出了反应堆坑的墙壁70,在所示阶段,即上部内部装置位于同一垂直隔墙72与反应堆壳体隔开的存放架上时,坑内水位达71所示水平面。
上部内部装置的装卸机构通常为由三个立柱75构成的结构,立柱的上端装有平台,且沿垂直方向隔一定距离装有两个连接构件77。
每根立柱75的下部都设有用以与上部内部装置支承板18连接的机构。
如图7和图8所示,与动力间高架起重机吊钩挂接的吊环78位于内部装6上方,并通过吊杆79与立柱75连接。
在图7中,检测装置分布板31位于相对于上部内部位置相当于图1和图2所示分布板工作位置,分布板的第二位置31′相当于图5所示检测装置活动组件在反应堆上部内部装置内的高位。
分布板31和31′两个位置间的垂直距离大体上相当于反应堆堆芯的高度,也就是说,在大多数情况下接近4m。
图6所示分布板31的提升和导向机构与图7所示上部内部装置的提升机构相连接。
三根提升杆66中每一根都可与分布板31的提升机构37连接,这三根提升杆66与吊杆80连接,吊杆80与起重机82的链81连接,起重机82连接在平台76下面的吊环78上。起重机82具有一个减速齿轮传动装置83,如图8所示,此装置83可使吊杆80和与其连接的提升杆66升降4m左右的高度,相当于分布板31的移动高度。
提升杆66在平台76以上的高度用套管84导向。
当分布板31在高位31′时,提升杆66的上部伸出套管84的上部4m。
套筒32可在分布板31的导向柱63上滑动,如同前面参照图6时所述,导向柱63的下部与导向和定位管柱33连接。导向柱63用上部内部装置提升组件的连接构件77横向支撑,同时还通过套筒32和提升杆及其支臂85对分布板31起导向作用,各支臂85在其端部装有导套87。
如图8所示,对图7所示装置的提升和导向机构可通过致动器从 上部平台76进行操作。
由操纵把手构成的这些设施具有:连接立柱75和上部内部装置支承板18的锁紧器88,将导向柱63紧接在导向和定位机构33上的锁紧器89和将提升杆66紧接于分布板31上提升机构37的锁紧器90。
现参照所有附图对本发明检测装置的装卸操作和如图7所示将反应堆的上部内部装置从反应堆壳体中取出并置于存放架上的操作进行说明。
反应堆停止运转而冷却后,将盖子上的密封连接机构脱开。
就检测管柱27来说,拆卸导线管26的连接器46,松开使各管柱密封的螺钉45,再拆卸连接环41。
将穿过盖子的各构件拆卸之后,就提升盖子,以便从上面操作装在上部内部装置支承板上的检测装置。
拆卸连接分布板31和支承板18的螺帽35,将图7和图8所示上部内部装置的装卸机构提升到反应堆壳体上方,然后借助于已知的导向构件将其置于上部内部装置的位置上,处于提升的状态下。
从平台76上操作锁紧器88,使立柱75与支承板18的上部法兰19连接。
同样,操作锁紧器89,使导向柱63与穿过分布板31的导向构件33连接。
同样,操作锁紧器90,使提升杆66和分布板31上的提升机构37连接。
操作起重机82,将分布板31提升4m左右,分布板从位置31移向图7所示31′的位置。
通过吊杆80和提升杆66提升分布板,而导向柱63则对分 布板31和提升杆66的垂直移动进行导向。
图5所示检测装置活动组件的垂直运动,可使导线管26完全从燃料组件5的相应导管30内抽出。
如图7所示,在分布板31处于高位31′时,与分布板31连接并插在导管38内的导线管26,其下端位于堆芯上平板16的高度上,就是说刚好在燃料组件上端的上方。
这样就可将本发明检测装置完全与反应堆堆芯脱开。
测量导线管26仍保持在上部内部装置的导向管柱内,因而仍可得到保护。
可将上部内部装置和检测装置在高位31′上从核反应堆壳体运到上部内部装置的存放架91,使上部内部装置支承板18上部法兰19的外缘92支承在支架93上。
于是一方面可以重新装入反应堆堆芯,另一方面可以维修上部内部装置和(或)悬置在上部内部装置上方的检测装置。
应该注意到,为将上部内部装置和本发明检测装置从反应堆壳体运送到上部内部装置存放架,在跨越隔墙72时必须尽可能将其提高,在设计检测装置时应使上部内部装置和检测装置在运送过程中到达最高点时仍浸没在反应堆坑内的水中。
在提高和运送检测装置和上部内部装置中可不必拆卸检测管柱27而使其仍插装在与分布板31上平面连成一体的固定套筒36内。
如图7所示,在上部内部装置位于存放架上时,本发明检测装置的活动部分处于高位,处于高位27′的检测管柱27的上部仍在坑的上部水平面以下。
本发明检测装置的优点是:可使检测导线管通过壳体盖子而免除了现有检测装置中在壳体和反应堆坑内上部内部装置存放架之间分解 和装卸检测装置和装卸上部内部装置对所遇到的困难。
在将上部内部装置重新装入壳体时,通过与上述方向相反的操作,检测装置处在相对于上部内部装置的高位,而测量导线管受到此上部内部装置管柱的保护,在将上部内部装置重新装入壳体时,管柱与燃料组件的导管对准,因而在借助于提升杆66降下检测装置时不难将测量导线管26插入需检测的燃料组件内。
所有这些操作都是在使较简便的检测装置与上部内部装置的装卸设施相结合的基础上进行的。
所有分解和装卸检测装置和上部内部装置的操作都可很方便地在短时间内完成。
这就可缩短装卸燃料组件所需反应堆的停工周期。
此外,本发明检测装置可避免在壳体底部设置配件,从而显著地提高了核反应堆的安全性。且由于不必在壳体底部和反应堆检测间之间设置检测导管的通道,反应堆厂房的结构也可简化。而且,在维修时,在测量导线管和套管穿透的意外情况下,反应堆冷却液也不致流进检测间,因为反应堆已经降压。
最后,分布板的几何构形也便于在测量导线管与大量的燃料组件之间进行组合,使测取中子流在堆芯中分布情况的工作得到改进。
本发明并不受上述实施例的限制。
因此,本发明的装置在实施中,在导向机构、提升机构或移动机构方面可以有所变动。
为进行垂直运动,分布板的提升杆可以与千斤顶合采用,而不采用悬挂在起重机下面的吊杆。
对分布板和检测管柱可采用任何形式的密封设施。
本发明适用于任何具有上部内部装置的加压水核反应堆,其上部 内部装置具有支承板,在此板上面可设置检测装置的分布板。
最后,与上部内部装置装卸机构结合的检测装置提升机构可用以提升和装卸与核反应堆有关的除检测装置以外的其他装置。

Claims (11)

1、一种用于加压水核反应堆堆芯的检测装置,具有整体筒形壳体(1),壳体垂直设置,并在其上部装有盖子(3),堆芯(4)由一些垂直装在反应堆壳体(1)内彼此邻接的燃料组件(5)构成,在堆芯上方装有上部内部装置(20),此装置具有装在燃料组件(5)上的堆芯上平板(16)和装在堆芯上平板(16)上方的支承板(18),此两板水平设置,并通过垂直支承杆(17)彼此连接,此装置还具有一组穿过盖子(3)的管状构件(23、25、28),检测装置具有若干内装中子流探测器的测量导线管(26),这些导线管穿过盖子,各进入一燃料组件(5)的检测导管(30),检测装置的特征是:此装置另外具有位于壳体盖子(3)和支承板(18)之间的测量导线管(26)分布和导向板(31),此板通过垂直支柱(34)固定在支承板(18)上,平行于此支承板并位于其上方,垂直支柱(34)固定在支承板(18)上而以其上端以可拆卸的方式与分布板(31)连接,分布板(31)上设有用以穿过装在支承板(18)上的定位构件(33)的开口,分布板(31)还可在相应于穿过盖子的管状构件(28)的位置上安装垂直的检测管柱(27),分布板(31)在其上平面上具有提升机构(37),在其面向支承板(18)的下平面上与若干垂直导管(38)连成一体,这些导管的位置相应于上部内部装置(20)的管状支承杆(17)的位置,导管(38)可插入管状支承杆(17)内,在各导管(38)内至少可接入一根来自检测管柱(27)的测量导线管(26),以便将此管从分布板(31)通过上部内部装置(20)导入燃料组件(5)的检测导管(30)内。
2、权利要求1所述检测装置,其特征是:各检测管柱(27)具有为若干测量导线管(26)所设的轴向通路,并至少具有一个在分布板(31)的上方与此轴向通路连通的开口(39),此开口形成测量导线管(26)在检测管柱和分布板(31)通道之间的穿通口。
3、权利要求1所述检测装置,其特征是:检测管柱(27)插在垂直套筒(36)内,此套筒与分布板(31)的上平面连成一体。
4、权利要求1、2、3中任一要求所述检测装置,其特征是:在分布板(31)上各测量导线管(26)的通道中装有防漏连接器(49)。
5、权利要求1所述检测装置,其特征是:各检测管柱(27)在其上部与可拆卸的连接器(46)连接,此连接器用以连接通过检测管柱的各测量导线管(26)和通向设在反应堆堆芯近处检测间的各测量导线管。
6、权利要求1所述检测装置,其特征是:各检测管柱(27)在与分布板(31)的连接中具有一定的垂直移动余地,并具有组件(43、44、45),此组件使管柱(27)可在盖子外在高位和低位之间作垂直方向的移动,在高位上与相应套管(28)作防漏连接,在低位上与套管(28)作无防漏的连接。
7、权利要求1所述检测装置,其特征是:在各垂直导管(38)的周围,在其与分布板(31)的下平面连接的上段装有阀门(59),此阀门接在分布板(31)的下面,具有一定的垂直移动的余地,用以对内部插有导管(38)的管状支承杆(17)的端部(51)作防漏性封闭,以期在核反应堆工作时防止核反应堆冷却液在导管(38)周围作循环流动。
8、权利要求1所述检测装置,其特征是:分布板(31)的提升机构(37)由侧壁上至少具有一个吊挂孔(37a)的套筒构成。
9、将权利要求1至8所述检测装置从核反应堆堆芯中抽出的方法,其特征是:在卸去壳体盖子后,卸去分布板和作为支承板一端分的垂直支柱(34)之间可卸的连接机构,并在垂直于上部内部装置(20)的方向上提升分布板(31),提升高度大体上等于反应堆堆芯的高度,从而将连接在分布板(31)上的测量导线管(26)从燃料组件(5)的检测导管(30)中抽出,同时将上部内部装置(20)和检测装置的分布板(31)从壳体(1)中提出,并将其一次一起放在反应堆上部内部装置的存放架上,此架位于核反应堆壳体(1)周围的坑内水面以下。
10、用以装卸权利要求1至8中任一要求所述检测装置的机构,其特征是:此装卸机构由装成已知的用以装卸核反应堆上部内部装置的结构构成,此结构具有:
构件78,用以连接到操作核反应堆的起重机上;
提升杆(66),以可垂直滑动的方式装在装卸上部内部装置(20)的结构内;
至少一个传动机构(80、82),用以在装卸上部内部装置的结构内垂直移动提升杆(66);
可卸的连接机构(65、65a),用以将各垂直提升杆(66)的下部连接到分布板(31)的提升机构(37)上;
垂直导向柱(63),在其下部具有可卸的连接机构(64),用以连接装在支承板(18)上的垂直定位构件(33),使分布板(31)在通过提升杆(66)作垂直移动时在装卸上部内部装置的结构中得到连续的导向。
11、权利要求10所述装卸机构,其特征是:用以垂直移动提升杆(66)的机构由固定在提升杆(66)上并连接在提升起重机(82)上的吊杆(80)构成,提升起重机(82)固定在装卸上部内部装置的结构上。
CN89106504A 1988-08-25 1989-08-23 加压水核反应堆堆芯检测装置及其装卸方法和装置 Expired - Fee Related CN1023848C (zh)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
FR8811224 1988-08-25
FR8811224A FR2635906B1 (fr) 1988-08-25 1988-08-25 Dispositif d'instrumentation du coeur d'un reacteur nucleaire a eau sous pression et procede et dispositif d'extraction et de mise en place de ce dispositif d'instrumentation

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN1040699A true CN1040699A (zh) 1990-03-21
CN1023848C CN1023848C (zh) 1994-02-16

Family

ID=9369518

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN89106504A Expired - Fee Related CN1023848C (zh) 1988-08-25 1989-08-23 加压水核反应堆堆芯检测装置及其装卸方法和装置

Country Status (10)

Country Link
US (1) US5057270A (zh)
EP (1) EP0360629B1 (zh)
JP (1) JPH02168196A (zh)
KR (1) KR900003903A (zh)
CN (1) CN1023848C (zh)
CA (1) CA1306314C (zh)
DE (1) DE68903912T2 (zh)
ES (1) ES2036045T3 (zh)
FR (1) FR2635906B1 (zh)
ZA (1) ZA895679B (zh)

Cited By (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN101719388B (zh) * 2008-10-09 2011-12-28 中国核动力研究设计院 可整体装拆的堆芯仪表探头导管系统
CN101632133B (zh) * 2007-02-28 2012-06-20 三菱重工业株式会社 计量仪器导管的流动振动抑制结构
CN101779254B (zh) * 2007-08-31 2012-10-31 三菱重工业株式会社 原子反应堆
CN103295653A (zh) * 2012-02-27 2013-09-11 巴布科克和威尔科克斯核能股份有限公司 用于压水堆的控制棒驱动机构的安装系统
CN102257575B (zh) * 2008-12-17 2014-05-07 西屋电气有限责任公司 用于压水反应堆的上部堆内构件布置
US9911512B2 (en) 2012-02-27 2018-03-06 Bwxt Mpower, Inc. CRDM internal electrical connector
CN115502707A (zh) * 2022-09-13 2022-12-23 成都信息工程大学 一种堆芯探测器拆除装置及方法
CN117095844A (zh) * 2023-07-07 2023-11-21 华能核能技术研究院有限公司 一种伽马射线计数方法及探测器安装装置
WO2024011781A1 (zh) * 2022-07-14 2024-01-18 中广核工程有限公司 反应堆堆芯测量仪表导向组件

Families Citing this family (23)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2669763B1 (fr) * 1990-11-23 1994-02-04 Framatome Dispositif de limitation du debit de circulation d'eau sous pression de refroidissement du cóoeur d'un reacteur nucleaire a eau sous pression et son utilisation.
US5078957A (en) * 1990-11-26 1992-01-07 Westinghouse Electric Corp. Incore instrumentation system for a pressurized water reactor
FR2674670B1 (fr) * 1991-03-29 1993-07-16 Framatome Sa Dispositif et procede de mesure du flux neutronique dans le cóoeur d'un reacteur nucleaire.
FR2688618B1 (fr) * 1992-03-10 1994-07-01 Framatome Sa Procede d'extraction d'un element de forme allongee engage dans un conduit d'un composant d'un reacteur nucleaire et dispositif d'aide a l'extraction.
DE4303746A1 (de) * 1993-02-09 1994-03-24 Siemens Ag Einrichtung zum Abdichten einer Lanze
FR2855310B1 (fr) * 2003-02-04 2008-06-13 Michel Emin Reacteur nucleaire et ses moyens d'insertion de liquide neutrophage dans le coeur
JP4898318B2 (ja) * 2005-06-29 2012-03-14 三菱重工業株式会社 炉内計装案内管支持装置
JP4850537B2 (ja) * 2006-02-27 2012-01-11 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 自然循環型沸騰水型原子炉の温度検出装置
US8483347B2 (en) * 2007-04-10 2013-07-09 Westinghouse Electric Company Llc Upper internals arrangement for a pressurized water reactor
US7995701B2 (en) 2008-05-21 2011-08-09 Westinghouse Electric Company Llc Nuclear core component hold-down assembly
FR2947091B1 (fr) * 2009-06-19 2011-07-15 Areva Np Dispositif et procede d'intervention a distance dans un puits contenant un detecteur de flux neutronique d'une cuve d'un reacteur nucleaire
JP5606361B2 (ja) * 2011-03-02 2014-10-15 三菱重工業株式会社 中性子束検出器の案内装置
US9064607B2 (en) * 2012-04-27 2015-06-23 Westinghouse Electric Company Llc Method and apparatus for refueling a nuclear reactor having an instrumentation penetration flange
US9318227B2 (en) * 2013-01-15 2016-04-19 Westinghouse Electric Company Llc Apparatus and method for removing the upper internals from a nuclear reactor pressurized vessel
US9620254B2 (en) * 2013-04-11 2017-04-11 Westinghouse Electric Company Llc Reactor in-core instrument handling system
US9478320B2 (en) 2014-08-18 2016-10-25 Westinghouse Electric Company Llc Method for in-core instrumentation withdrawal from the core of a pressurized water reactor
FR3053515B1 (fr) * 2016-06-29 2018-08-17 Areva Np Reacteur nucleaire, procedes de montage et de remplacement de conduits de thermocouples, ensemble pour la mise en oeuvre des procedes
JP6767850B2 (ja) * 2016-12-02 2020-10-14 三菱重工業株式会社 原子炉水位検出装置及び原子炉
US20180161944A1 (en) * 2016-12-09 2018-06-14 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Systems and methods for nuclear reactor dry tube assembly removal and installation
US20210296015A1 (en) * 2018-07-31 2021-09-23 Framatome Gmbh Lance unit, nuclide activation and nuclear monitoring system as well as method of producing radionuclides
US11170903B2 (en) * 2019-06-12 2021-11-09 Westinghouse Electric Company Llc Method and system to detect and locate the in-core position of fuel bundles with cladding perforations in candu-style nuclear reactors
JP7132182B2 (ja) * 2019-06-26 2022-09-06 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 移動式検出器の案内管
CN112863714B (zh) * 2020-12-29 2022-11-25 中国原子能科学研究院 一种用于测量轻水反应堆中子通量密度的结构

Family Cites Families (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
BE757887A (fr) * 1969-10-24 1971-04-01 Siemens Ag Dispositif pour l'instrumentation du reacteurs a eau sous pression
US3849257A (en) * 1972-06-28 1974-11-19 Combustion Eng Guide structure for control elements
FR2339939A1 (fr) * 1976-01-30 1977-08-26 Westinghouse Electric Corp Dispositif d'etancheite de tubes de passage pour thermocouples destine a un reacteur nucleaire
FR2585870B1 (fr) * 1985-08-02 1987-12-31 Framatome Sa Procede et dispositif d'adaptation d'equipements internes superieurs neufs sur la cuve d'un reacteur nucleaire a eau sous pression.
FR2591790B1 (fr) * 1985-12-13 1988-03-25 Framatome Sa Dispositif a conduits de guidage de sondes pour reacteur nucleaire
FR2595501B1 (fr) * 1986-03-07 1988-06-10 Framatome Sa Equipements internes de reacteurs nucleaires a cuve allongee
US4983351A (en) * 1987-04-24 1991-01-08 Westinghouse Electric Corp. Top head penetration, hydro-ball in-core instrumentation system

Cited By (15)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US8903032B2 (en) 2007-02-28 2014-12-02 Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. Structure for suppressing flow vibration of instrumentation guide tube
CN101632133B (zh) * 2007-02-28 2012-06-20 三菱重工业株式会社 计量仪器导管的流动振动抑制结构
CN101779254B (zh) * 2007-08-31 2012-10-31 三菱重工业株式会社 原子反应堆
CN101719388B (zh) * 2008-10-09 2011-12-28 中国核动力研究设计院 可整体装拆的堆芯仪表探头导管系统
CN102257575B (zh) * 2008-12-17 2014-05-07 西屋电气有限责任公司 用于压水反应堆的上部堆内构件布置
US9805832B2 (en) 2012-02-27 2017-10-31 Bwxt Mpower, Inc. Control rod drive mechanism (CRDM) mounting system for pressurized water reactors
CN103295653A (zh) * 2012-02-27 2013-09-11 巴布科克和威尔科克斯核能股份有限公司 用于压水堆的控制棒驱动机构的安装系统
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
WO2024011781A1 (zh) * 2022-07-14 2024-01-18 中广核工程有限公司 反应堆堆芯测量仪表导向组件
CN115502707A (zh) * 2022-09-13 2022-12-23 成都信息工程大学 一种堆芯探测器拆除装置及方法
CN117095844A (zh) * 2023-07-07 2023-11-21 华能核能技术研究院有限公司 一种伽马射线计数方法及探测器安装装置
CN117095844B (zh) * 2023-07-07 2024-05-28 华能核能技术研究院有限公司 一种球床式反应堆燃料元件计数仪器安装装置

Also Published As

Publication number Publication date
DE68903912T2 (de) 1993-06-09
EP0360629A1 (fr) 1990-03-28
CN1023848C (zh) 1994-02-16
ES2036045T3 (es) 1993-05-01
KR900003903A (ko) 1990-03-27
FR2635906A1 (fr) 1990-03-02
DE68903912D1 (de) 1993-01-28
ZA895679B (en) 1991-03-27
CA1306314C (en) 1992-08-11
FR2635906B1 (fr) 1990-11-23
JPH02168196A (ja) 1990-06-28
US5057270A (en) 1991-10-15
EP0360629B1 (fr) 1992-12-16

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN1023848C (zh) 加压水核反应堆堆芯检测装置及其装卸方法和装置
CN1249729C (zh) 对至少一个控制棒束的下降时间进行恢复的方法和装置
US20150170766A1 (en) Nuclear fuel core, nuclear fuel cartridge, and methods of fueling and/or defueling a nuclear reactor
JP7145668B2 (ja) 触媒ユニットの着脱方法及び触媒反応器
US20090323883A1 (en) Method For Carrying Out Reactor Internal
CN1556844A (zh) 标准压力容器的卸接头和密封系统
JP2008232345A (ja) ガスホルダー
CN1841569A (zh) 更换核反应堆上部堆内构件中的至少一个热电偶柱的方法和装置
EP2511910B1 (en) Reactor vessel repair method
US4378437A (en) Digester apparatus
CN1023356C (zh) 从核反应堆燃料组件的可卸导向管中抽出阻塞套筒的装置及方法
US6266386B1 (en) Lower reactor internals up-ending device
US20180144835A1 (en) Nuclear fuel core, nuclear fuel cartridge, and methods of fueling and/or defueling a nuclear reactor
CN87101686A (zh) 具有纵向长形容器的核反应堆
CN1096085C (zh) 带有可移动导杆的核反应堆加料机
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
CN109014723B (zh) 一种屏蔽运输容器定位销整体定位安装装置
CN212292514U (zh) 自动易拆装多功能吊具
CN207009095U (zh) 一种高放射性环境下可远程拆装的生物屏蔽装置
ES2238899B1 (es) Accesorio para camara de inspeccion de tubos guias y procedimiento de uso.
US5793827A (en) Material surveillance specimen holder for core shroud of boiling water reactor
KR101796942B1 (ko) 조사 표적 셔플링이 가능한 수력이송계통 표적취급기기
CN216807794U (zh) 一种核电站水下异物检查和打捞潜艇用吊具
KR102431967B1 (ko) 경수로형 ce타입 핵연료 취급장비로 취급 가능한 결함연료 보관용기의 덮개
CA2760349A1 (en) Method for disassembling a lower core support structure mounted in a reactor pressure vessel of a nuclear power plant

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
C15 Extension of patent right duration from 15 to 20 years for appl. with date before 31.12.1992 and still valid on 11.12.2001 (patent law change 1993)
OR01 Other related matters
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