CN104246900A - 用于压水反应堆的仪器和控制贯穿法兰 - Google Patents

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Abstract

一种核反应堆，具有贯穿密封环，该贯穿密封环介入在反应堆堆芯压力容器法兰与在反应堆堆芯压力容器头部上的匹配法兰之间。穿过法兰的径向端口提供进入反应堆堆芯压力容器中用于公用导管的通路，这些公用导管可用来将信号电缆、电力电缆或液压管线输送到在压力容器的内部内的元件。双O形圈密封件设置在贯穿法兰的两侧上，并且在法兰的内径上在法兰与公用导管之间的部分J形焊缝固定压力边界。

Description

用于压水反应堆的仪器和控制贯穿法兰
技术领域
总体而言，本发明涉及核反应堆系统，具体地说，本发明涉及穿过反应堆堆芯压力容器的公用供给物贯穿部。
背景技术
在用于发电的核反应堆中，如在压水反应堆中，热量由诸如浓缩铀之类的核燃料的裂变产生，并且传递到流过反应堆堆芯的冷却剂。堆芯包含细长形核燃料棒，这些细长形核燃料棒彼此接近地安装在燃料组件结构中，冷却剂穿过燃料组件结构和在其上流动。燃料棒在共同扩张平行阵列中彼此间隔开。在给定燃料棒中的燃料原子的核衰变期间释放的中子和其它原子粒子的一些通过在燃料棒之间的空隙，并且撞击在相邻燃料棒中的裂变材料上，有助于核反应并且有助于由堆芯产生的热量。
可移动控制棒贯穿堆芯分散，以通过吸收在燃料棒之间通过的中子的一部分，而实现裂变反应的整体速率的控制，中子的这部分否则可能有助于裂变反应。控制棒一般包括中子吸收材料的细长形棒，并且配合到在燃料组件中的纵向开口或导管套管中，与燃料棒平行地并且在它们之间延伸。将控制棒进一步插入到堆芯中使较多中子被吸收而不有助于在相邻燃料棒中的裂变过程；并且缩回控制棒减小中子吸收的程度，并增大核反应的速率和堆芯的电力输出。
控制棒被支承在集束组件中，这些集束组件是可移动的，以使一组控制棒相对于堆芯前进或缩回。为此目的，提供控制棒驱动机构，典型地作为上部内部装置的部分，该上部内部装置至少部分地布置在反应堆堆芯压力容器内在核反应堆上方。压水反应堆的反应堆堆芯压力容器被加压到很高内部压力，并且控制棒驱动机构部分地容纳在压力壳体中，这些压力壳体是反应堆压力容器的管状延伸部。图1是现有技术核外壳10的示意图，该现有技术核外壳10容纳常规压水反应堆的核反应堆压力容器12，该核反应堆压力容器12具有核堆芯14，该核堆芯14被支承在压力容器12的下半部内。控制棒组件16，即集束组件之一，象征性地表示在堆芯14内，并且支承集束控制棒18，这些控制棒18由驱动棒20运动到燃料组件(未示出)之中和之外。驱动棒20可移动地由驱动棒壳体24支承，该驱动棒壳体24向上并且穿过可拆式反应堆外罩头部22延伸。控制棒驱动机构(CRDM)绕控制棒驱动壳体24定位在反应堆头部上方，并且使驱动棒在竖向方向上运动，以便使控制棒18插入在堆芯14内的燃料组件中或者从其退出。棒位置指示器线圈26或其它指示器机构绕壳体24定位，以跟踪驱动棒20的位置，并因而相对于堆芯14跟踪控制棒18。位置指示器线圈26的输出通过在外壳10内的处理器棒位置指示器(RPI)电子柜28馈送。棒位置指示器电子柜28的输出然后馈送到外壳外面到逻辑柜30和RPI处理单元32。逻辑柜30与控制系统34对接，该控制系统34提供来自用户接口36的手动指令以及自动指令，这些自动指令由信息产生，该信息从未示出的设备传感器得到。逻辑柜30接收通过用户接口36和反应堆控制系统34来自操作人员的手动指令信号或来自反应堆控制系统34的自动指令信号，并且根据预定方案提供为操作控制棒18所需的命令信号。电源柜38提供编程电流以操作CRDM，全部都按已知方式。
在传统压水反应堆中用来定位控制棒组件16采用的一种类型的机构是磁性千斤顶型机构，该磁性千斤顶型机构是可操作的，以使控制驱动棒按近似5/8英寸(1.63cm)的增量距离按离散步骤运动到堆芯之中或之外。在一个实施例中，控制棒驱动机构具有三个电磁线圈和电枢或柱塞，这些电枢或柱塞由电磁线圈驱动，这三个电磁线圈和电枢或柱塞按合作方式操作，以升高或降低驱动棒轴20和控制棒集束组件16，该控制棒集束组件16联接到驱动棒轴20上。三个线圈(CRDM)绕压力壳体24安装，并且安装在其外面。三个线圈中的两个操作夹具，这些夹具当由线圈提供动力时接合驱动棒轴，使一个夹具沿轴向静止，并且使另一个夹具在第三线圈的影响下是轴向可移动的。
在磁性千斤顶型机构中，驱动棒轴具有一些沿轴向间隔开的周向凹槽，这些周向凹槽由在夹具上的锁闩扣住，这些锁闩绕驱动轴沿周向间隔开。第三线圈致动提升柱塞，该提升柱塞联接在可移动夹具与固定点之间。如果失去到控制棒机构的动力，则两个夹具都松开，并且控制棒通过重力降落到它们的最大核通量缓冲位置中。只要控制棒动力保持致动，静止夹具和可移动夹具中的至少一者就在全部时间夹住驱动轴。
三个线圈最终按计时和协调方式操作，以夹住和运动驱动轴。静止夹具和可移动夹具大体交替地操作，尽管在运动工序期间，两种类型的夹具在从夹住静止到用于前进或退回的运动的变化期间都接合驱动轴。在可移动夹具运动到新接合位置的同时，静止夹具可以夹住驱动轴。可移动夹具当使驱动轴如由提升柱塞控制的那样向上或向下运动时，接合驱动轴。在可移动夹具接合驱动轴之后，释放静止夹具，并且然后致动或禁用柱塞，以实现在一个方向或另一个方向上的运动。
多种特定线圈装置和夹具设计是可行的，然而，无论对于夹具和提升线圈/电枢装置采用什么机械装置，提升线圈都容纳在反应堆堆芯压力容器的压力边界外面，在该处它们通常通过强制通风而被冷却，并且穿过压力壳体磁性地耦合到锁闩组件上，这些压力壳体围绕驱动棒，并且是压力容器头部的竖向延伸部。然而，在开发中的下代核反应堆的一种是小型模块式反应堆，该小型模块式反应堆具有堆芯、上部内部零件、蒸汽发电机、加压器、及基本环路循环泵的进口和出口，这些基本环路循环泵容纳在同一压力容器内。在这样一种装置中，整个控制棒驱动机构浸入在反应堆冷却剂内，在该反应堆冷却剂中，常规线圈装置不能可靠地操作。即使线圈被容纳以保护它们免于与冷却剂直接接触，常规线圈也不能经受它们在操作循环中可能经历的温度。在2011年12月8日提交的、标题为Nuclear Reactor Internal ControlRod Drive Mechanism Assembly的申请No.13/314,519克服了这些问题，然而，在这样的小型模块式反应堆中元件的布置排除了对于穿过上部或下部容器头部的容器贯穿部的包括，这些容器贯穿部用来提供路径给(或者说“导引”)供电电磁CRDM线圈或其它容器内仪器和控制装置所需的布线，这是用来将电力供给到内部元件和将信号传输到内部元件和从其传输的传统路径。典型的集成压水反应堆设计要求的是：蒸汽发电机直接布置在反应堆堆芯上方，使从上方对于堆芯的接近复杂化。另外，在容器内保持作为安全特征要求的那些设备设计中，禁止底部容器贯穿，因而排除了穿过底部头部对于堆芯的接近途径。
图2和3所示的是这样一种小型模块式反应堆的示意图。图2表示部分剖视立体图，以表示压力容器和其内部元件。图3是在图2中所示的压力容器的放大图。加压器54集成到反应堆堆芯压力容器头部的上部部分中，并且消除对于分离元件的需要。热支腿立管56将初级冷却剂从堆芯14引导到蒸汽发电机58，该蒸汽发电机58围绕热支腿立管56。六个反应堆冷却剂泵60绕反应堆堆芯压力容器在接近上部内部零件62的高度处沿周向间隔开。反应堆冷却剂泵是水平地安装的轴流式屏蔽电机泵。核堆芯14和上部内部零件62除它们的尺寸之外大体与在反应堆中的对应元件相同，该反应堆由Westinghouse Electric Company LLC,Cranberry Township,PA供给。由上文，应该显然的是，用来将布线从内部零件导引到反应堆的外部的传统装置不能容易地采用。
相应地，这样一种新电缆导引设计是符合期望的：该新电缆导引设计将简单地将电力、电信号及/或液压流体从反应堆的内部传送到其外部。
而且，这样一种电缆导引方案是符合期望的：这种电缆导引方案在设备燃料更换操作期间将不会妨碍反应堆堆芯压力容器的拆卸和重新组装。
另外，这样一种电缆导引方案是符合期望的：这种电缆导引方案将便于对容器内元件进行检查和维护。
发明内容
这些和其它目的由一种核反应堆实现，这种核反应堆具有细长形反应堆堆芯压力容器，该细长形反应堆堆芯压力容器在下部端部处密封，并且具有敞开的上部端部和中心轴线，在该敞开的上部端部上形成环形法兰，该中心轴线沿纵长维度延伸。反应堆堆芯压力容器具有头部，在头部下侧上的环形部分被机加工，以形成密封表面。可拆式环形密封环介入在容器头部下侧上的密封表面与在容器上的法兰之间，该可拆式环形密封环定尺寸成，坐置在反应堆堆芯压力容器法兰上在法兰与在反应堆堆芯压力容器头部下侧上的密封表面之间。密封环具有厚度，该厚度的尺寸设定成密封地容纳径向通路，公用导管穿过这些径向通路从反应堆堆芯压力容器外面通到其内部，以输送一种或更多种公用供给物，该公用供给物包括用于液压机构的液压流体、用于电气机构的仪器信号或电力。可拆式环形密封件包括一条或更多条这样的径向通路。反应堆典型地包括内部零件组件，该内部零件组件具有下部内部零件和上部内部零件，这些下部内部零件包括反应堆芯，这些上部内部零件位于堆芯上方。内部零件组件坐置在反应堆堆芯压力容器内，并且优选地将可拆式环形密封环连结到反应堆内部零件组件上。
在一个实施例中，环形通路设置在反应堆堆芯压力容器的内壁与内部零件组件之间，用于比较冷的反应堆冷却剂的向下流动，以接近反应堆芯的下侧，其中，可拆式环形密封环的至少一部分在环形通路上延伸，在该处，它连结到反应堆内部零件组件上。合乎期望地，在这样一种布置中，可拆式环形密封环的在环形通路上延伸的部分包括用于反应堆冷却剂的通过的轴向延伸开口。合乎期望地，轴向延伸开口与径向通路沿周向间隔开。
在另一个实施例中，可拆式环形密封环连结到上部内部零件上，并且能够随着上部内部零件被拆除而从反应堆堆芯压力容器被拆除。优选地，在这样一种布置中，公用导管是上部内部零件的一体化部分，并且包括在反应堆堆芯压力容器外面的公用供给物脱离连接部(disconnect)。
优选地，环形密封环在相对两侧上具有上部和下部双O形圈密封件，该上部和下部双O形圈密封件在相对两侧中的一侧上与反应堆堆芯压力容器法兰匹配，并且在相对两侧中的另一侧上与反应堆堆芯压力容器头部的环形部分匹配。合乎期望地，环形密封环具有在上部和下部双O形圈密封件之间延伸的孔，其允许探测通过两组密封件通过一条反应堆堆芯压力容器法兰泄漏管线的泄漏。优选地，泄漏管线从下部双O形圈密封件延伸。
优选地，可拆式环形密封环由金属锻造，该金属具有与反应堆堆芯压力容器相同的热膨胀性能。在该方面，可拆式环形密封环可以由如下材料锻造：(i)碳钢，其中，与反应堆冷却剂相接触的表面包盖有不锈钢；或(ii)690合金。
合乎期望地，环形密封环具有沿轴向穿过环形密封环、与在反应堆堆芯压力容器头部和反应堆堆芯压力容器法兰中的开口共线的多个孔，双头螺栓穿过这些孔，这些双头螺栓将头部锚定到法兰上，使密封环被拘限在所述头部和所述法兰之间。合乎期望地，各径向通路中的一条或更多条通路在孔的两个相邻孔之间延伸。优选地，使公用导管与在密封环的内径上的径向通路隔绝。
附图说明
当与附图一道阅读时，由优选实施例的如下描述可获得下文要求保护的本发明的进一步理解，在这些附图中：
图1是传统压水反应堆核外壳的示意图，表示核反应堆堆芯压力容器的概况，该核反应堆堆芯压力容器支承控制棒驱动系统，该控制棒驱动系统用来使控制棒组件插入到反应堆堆芯压力容器的堆芯中和退出到其外；
图2是部分剖开的立体图，表示小型模块式反应堆系统；
图3是在图2中所示的反应堆的放大图；
图4是反应堆堆芯压力容器和其内部元件的立体图，其一部分被剖开以表示内部零件；
图5是反应堆堆芯压力容器内部零件和可拆式密封环的立体图，该可拆式密封环从反应堆堆芯压力容器拆除；
图6是图5的上部部分的放大图；
图7是在反应堆堆芯压力容器头部、可拆式密封件及反应堆堆芯压力容器法兰之间的密封界面的示意图，表示穿过它们的公用导管；而
图8是反应堆堆芯压力容器和其内部元件的横截面图。
具体实施方式
如上文提到的那样，一些反应堆设计的构造排除了对于穿过上部或下部容器头部用于仪器和控制的容器贯穿部的包括，这些反应堆设计包括小型、集成、模块式反应堆。一些小型模块式反应堆也需要通往内部元件(如控制棒驱动机构、反应堆冷却剂泵、及加压器加热器)的电源。本发明提供一种用于穿过环44的全部贯穿的可选择布置，这些贯穿包括电力，该环44相应地夹持在上部和下部反应堆堆芯压力容器外罩法兰40和42之间(图2和3)。这里描述的本发明的优选实施例也提供便于在设备燃料更换操作期间反应堆堆芯压力容器的反应堆堆芯压力容器拆卸和重新组装的方便装置，并且允许容器内元件的检查和维护。
优选实施例的如下实际描述专用于特定小型集成反应堆设计，然而，应该认识到，本发明的新颖元素可应用于其它反应堆，不管它们是否具有类似设计限制。类似附图标记用在几个图中，以指示对应元件。
图4表示反应堆堆芯压力容器12和其内部元件，这些内部元件包括下部内部零件46和上部内部零件62，这些下部内部零件46包括堆芯14，这些上部内部零件62包括控制棒导向管、驱动棒壳体24及控制棒驱动机构(CRDM)。本发明提供环形贯穿法兰密封件44，该环形贯穿法兰密封件44具有一些径向延伸端口48，一些公用导管50穿过这些径向延伸端口48将电力、仪器信号、控制信号或液压流体运送到压力容器的内部，或者从压力容器的内部运送到其外部。在优选实施例中，贯穿法兰、或密封环44是由碳钢(如SA-508)锻造而成的环，或者是由690固体合金锻造而成的环，在碳钢的锻造环中，与含硼酸反应堆冷却剂相接触的表面包盖有不锈钢。这些材料具有与反应堆堆芯压力容器材料相似的热膨胀性能，这对于设计是重要的。环44被机加工成具有必要细节，如O形圈保持凹槽，以在顶部和底部表面上都包括双O形圈密封件68和70(图7)。朝向外径，与反应堆外罩双头螺栓的数量相等的间隙孔52机加工成，允许双头螺栓74穿过环44(图4、5、6及7)。环44的内径通过机械紧固件或者通过双金属焊接而固定到上部内部零件62上。穿过环44的公用导管贯穿48在反应堆外罩双头螺栓间隙孔52之间径向延伸。多于一个贯穿部可以透过在两个外罩双头螺栓孔52之间的空隙。各贯穿部的排列将根据特定反应堆设计的要求而定。在这里描述的小型模块式反应堆内部零件设计中，朝向贯穿法兰密封环44的内径也要求流动孔64，以允许来自蒸汽发电机的冷却剂流穿过贯穿法兰44，如从图8可最清楚看到的那样。这些孔64需要间隔开，以避开径向贯穿部48。一些公用导管(这些公用导管穿过这些贯穿部)可以由690合金制成，并且在贯穿环44的内径上使用部分贯穿J型坡口焊缝72密封。焊缝72形成基本压力边界。从这点起，压力边界由连续管保持，该连续管形成到设备的连续导管，该连续导管由公用介质使用，该公用介质穿过导管运送。贯穿法兰44也可用来将堆芯内仪器布线引入到套管中，通过在贯穿处添加柔性石墨密封，该套管在燃料更换期间可缩回。O形圈密封件68和70可在图7中最清楚地观察到，图7也表示在反应堆外面的电气脱离连接部66，当内部零件62需要从容器拆除以随贯穿法兰44拆除内部零件62时，采用这些电气脱离连接部66。
在燃料更换期间，内部零件62和它支承的元件可在电缆端子66已经脱离连接之后，作为单个组件从反应堆堆芯压力容器12拆除。例如，在这里描述的小型模块式反应堆的情况下，服务于控制棒驱动机构的电力和位置指示仪器电缆全部保持连结到上部内部零件上，并且可被拆除，而不断开在反应堆堆芯压力容器包内的压力边界。为了容纳堆芯内仪器(该堆芯内仪器在燃料更换期间需要从反应堆堆芯缩回)，机械密封件可添加到在贯穿法兰44中的径向贯穿部上。这个密封件允许通过穿过在法兰中的贯穿部拉动仪器而使仪器缩回。
贯穿法兰44也提供穿过压力边界对于比较热和冷的反应堆冷却剂的接近途径，以便测量温度。温度计插孔可以或者穿过贯穿法兰44的外径延伸到流动孔64以监视反应堆的冷温度，或者穿过内径延伸以监视反应堆的热温度。在贯穿法兰44中的流动孔64也为流量测量提供机会。皮托管流量探测装置可从外径透入到流动孔64中，以监视反应堆的冷却剂流量。
尽管已经详细地描述了本发明的具体实施例，但本领域的技术人员将认识到，鉴于本公开的整体讲授可产生对于那些细节的各种修改和替换。相应地，所公开的特定实施例意味着仅仅是说明性的，并非用以限制本发明的范围，本发明的范围应给予所附权利要求书和其任一和全部等效物的充分宽度。

Claims (15)

1.一种核反应堆，其包括：
细长形反应堆堆芯压力容器(12)，其在下部端部处密封，并且具有敞开的上部端部和中心轴线，在该敞开的上部端部上形成环形法兰(42)，该中心轴线沿纵长维度延伸；
反应堆堆芯压力容器头部(22)，在所述头部的下侧上具有环形部分(40)，该环形部分(40)被机加工，以形成密封表面；及
可拆式环形密封环(44)，其尺寸设定成坐置在所述反应堆堆芯压力容器法兰(42)上、在所述法兰与在所述反应堆堆芯压力容器头部(22)的下侧上的密封表面(40)之间，所述密封环介入在所述容器头部的下侧上的所述密封表面与在所述反应堆堆芯压力容器上的所述法兰之间，并且具有厚度，该厚度的尺寸设定成密封地容纳径向通路(48)，公用导管(50)穿过所述径向通路(48)从所述反应堆堆芯压力容器(12)的外面通到其内部，以输送一种或更多种公用供给物，所述公用供给物包括用于液压机构的液压流体、用于电气机构的仪器信号或电力，所述可拆式环形密封环包括一条或更多条这样的径向通路。
2.根据权利要求1所述的核反应堆，其包括反应堆内部零件组件，该反应堆内部零件组件包括下部内部零件(46)和上部内部零件(62)，所述下部内部零件包括反应堆芯(14)，所述上部内部零件位于所述堆芯上方，所述内部零件组件坐置在反应堆堆芯压力容器(12)内，其中，所述可拆式环形密封环(44)连结到所述反应堆内部零件组件上。
3.根据权利要求2所述的核反应堆，其包括在所述反应堆堆芯压力容器(12)的内壁与内部零件组件(46)之间的大体环形通路，用于比较冷的反应堆冷却剂的向下流动，以接近所述反应堆芯(14)的下侧，其中，所述可拆式环形密封环(44)的至少一部分在所述环形通路上延伸，在该处，它连结到所述反应堆内部零件组件上。
4.根据权利要求3所述的核反应堆，其中，所述可拆式环形密封环(44)的在所述环形通路上延伸的部分包括用于反应堆冷却剂的通过的轴向延伸开口(64)。
5.根据权利要求4所述的核反应堆，其中，所述轴向延伸开口(64)与所述径向通路(48)沿周向间隔开。
6.根据权利要求3所述的核反应堆，其中，所述可拆式环形密封环(44)连结到所述上部内部零件(62)上。
7.根据权利要求6所述的核反应堆，其中，所述可拆式环形密封环(44)能够随着所述上部内部零件(62)被拆除而从所述反应堆堆芯压力容器(12)被拆除。
8.根据权利要求7所述的核反应堆，其中，所述公用导管(50)中的至少一根或更多根是所述上部内部零件(62)的一体化部分，并且包括在所述反应堆堆芯压力容器(12)外面的公用供给物脱离连接部(66)。
9.根据权利要求1所述的核反应堆，其中，所述环形密封环(44)在相对两侧上具有上部和下部双O形圈密封件(68、70)，所述上部和下部双O形圈密封件在所述相对两侧中的一侧上与所述反应堆堆芯压力容器法兰(42)匹配，并且在所述相对两侧中的另一侧上与所述反应堆堆芯压力容器头部(40)的环形部分匹配，所述环形密封环具有在所述上部和下部双O形圈密封件之间延伸的孔，其允许探测通过两组密封件经一条反应堆堆芯压力容器法兰泄漏管线的泄漏。
10.根据权利要求9所述的核反应堆，其包括一条反应堆堆芯压力容器法兰泄漏管线，这条反应堆堆芯压力容器法兰泄漏管线从下部双O形圈密封件(70)延伸。
11.根据权利要求1所述的核反应堆，其中，所述可拆式环形密封环(44)由金属锻造，该金属具有与所述反应堆堆芯压力容器(12)大体相同的热膨胀性能。
12.根据权利要求11所述的核反应堆，其中，所述可拆式环形密封环(44)由如下材料锻造：(i)碳钢，其中，与所述反应堆冷却剂相接触的表面包盖有不锈钢；或(ii)690合金。
13.根据权利要求1所述的核反应堆，其包括沿轴向穿过所述环形密封环与在所述反应堆堆芯压力容器头部(22)和所述反应堆堆芯压力容器法兰(42)中的开口共线的多个孔(52)，双头螺栓(74)穿过这些孔，所述双头螺栓将所述头部锚定到所述法兰上，使所述密封环(44)被拘限在所述头部和所述法兰之间。
14.根据权利要求13所述的核反应堆，其中，所述径向通路(48)中的一条或更多条径向通路在所述孔(52)的两个相邻孔之间延伸。
15.根据权利要求1所述的核反应堆，其中，使所述公用导管(50)与在所述密封环(44)的内径上的所述径向通路(48)隔绝。
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