CN104272399A - 一种给核反应堆加燃料的方法 - Google Patents
一种给核反应堆加燃料的方法 Download PDFInfo
- Publication number
- CN104272399A CN104272399A CN201380022930.0A CN201380022930A CN104272399A CN 104272399 A CN104272399 A CN 104272399A CN 201380022930 A CN201380022930 A CN 201380022930A CN 104272399 A CN104272399 A CN 104272399A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- reactor
- reactor vessel
- refuelling
- interior portion
- portion structure
- 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
Classifications
-
- 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
-
- 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
- G21C19/20—Arrangements for introducing objects into the pressure vessel; Arrangements for handling objects within the pressure vessel; Arrangements for removing objects from the pressure vessel
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C11/00—Shielding structurally associated with the reactor
- G21C11/02—Biological shielding ; Neutron or gamma shielding
- G21C11/022—Biological shielding ; Neutron or gamma shielding inside the reactor vessel
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21F—PROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
- G21F7/00—Shielded cells or rooms
- G21F7/015—Room atmosphere, temperature or pressure control devices
-
- 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
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- Health & Medical Sciences (AREA)
- Life Sciences & Earth Sciences (AREA)
- Biomedical Technology (AREA)
- General Health & Medical Sciences (AREA)
- Molecular Biology (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Carriers, Traveling Bodies, And Overhead Traveling Cranes (AREA)
Abstract
一种给核反应堆加燃料的方法,包括以下步骤:将反应堆压力容器封头和上部内部结构移除到存储位置以及将具有开放的下端部和开放的上端部的圆柱形罐安装在反应堆压力容器凸缘上。将圆柱形罐密封到反应堆压力容器以及将在圆柱形罐侧面上的贯穿件密封到连接到废燃料池的加燃料的管。然后将在反应堆压力容器内的反应堆冷却剂的液位至少部分地升高到将圆柱形罐部分地充满到等于废燃料池内冷却剂的液位。然后将加燃料的管打开并采用支撑到反应堆压力容器上的加燃料机器在堆芯和废燃料池之间输送燃料组件。
Description
技术领域
本发明通常涉及用于给核反应堆加燃料的方法,并且具体地,涉及给具有紧凑安全壳(containment vessel)的小型模块式反应堆加燃料的方法。
背景技术
采用轻水反应堆的核电站需要定期停电以便用于给反应堆加燃料。新的燃料组件被输送到核电站,并连同可能已经从反应堆预先移除的用过的燃料组件一起暂时存储于燃料存储库(building)内。在加燃料的停电期间,将反应堆中燃料组件的一部分从反应堆移除到燃料存储库。燃料组件的第二部分从反应堆中的一个支撑位置运动到反应堆中的另一个堆芯支撑位置。新的燃料组件从燃料存储库运动到反应堆内以取代被移除的那些燃料组件。这些运动都按照详细的序列计划完成,使得每个燃料组件按照由反应堆堆芯设计者所定制的整体加燃料计划而被放置于特定位置中。
加燃料活动通常处于用于将核电站返回到电力操作的关键路径上,因此这些操作的速度对于核电站的所有者而言是一项重要的有关经济的考虑因素。此外,核电站的设备和燃料组件是昂贵的并且必须加以小心不要由于燃料组件或燃料输送设备处理不当而造成损坏或不必要的暴露于辐射下。这些操作的精确度也是重要的,因为反应堆堆芯的安全和经济的操作取决于处于适当位置下的每个燃料组件。
典型的加压水反应堆需要每十八至二十四个月加一次燃料。在加燃料期间,将反应堆拆开,将堆芯卸载到通常被称为废燃料池的存储位置下。在传统的加压水反应堆中,通过移除反应堆压力容器封头和上部内部结构来接近燃料。这些部件存储于安全库内,而自反应堆容器凸缘上方的操纵台支撑的专门的加燃料升降设备以一次一个的方式将燃料组件从反应堆容器转移到燃料输送管。输送管将核电站的废燃料储存区域连接到反应堆安全库。燃料在通过输送管转移之前被端部向下翻转(downended)(铺设在其一侧上)。该过程被逆转以便将燃料装载回到反应堆容器内。一些加压水反应堆设计的物理结构(包括对于小型模块化反应堆设备而言正在研发的一体化反应堆)防止直接使用这种传统的加燃料方法。
图1和图2示出这样小型的模块化反应堆。图1示出反应堆安全壳的透视图,其被局部剖开以便示出压力容器及其内部部件。图2是图1中所示压力容器的放大视图。增压器22集成到反应堆容器封头28的上部内,并消除了对单独部件的需求。热的立管柱16将初级冷却剂从堆芯14引导到环绕热立管柱16的蒸汽发生器18。多个冷却剂泵26在接近上部内部结构24的上端部的高度下围绕反应堆容器10沿周向间隔开。反应堆冷却剂泵26是水平安装的轴流密封式电动泵。反应堆堆芯14和上部内部结构24除了它们的大小之外与反应堆中的相应部件基本相同,该反应堆由宾夕法尼亚州的Westinghouse Electric Company LLC,Cranberry Twp.提供。从前述内容,应当显而易见的是采用传统的加燃料方法对于这种类型的安全和紧凑的设计而言是不切实际的,传统的加燃料方法通过在上述容器凸缘30区域的正上方给反应堆井注入燃料并将水下的燃料组件通过延伸通过安全壳的输送管32输送到废燃料池。
因此,对于适于紧凑的一体式反应堆设计而言需要一种新的加燃料方法。
此外,需要能够有效地给这种紧凑安全和一体式反应堆设计加燃料的这种方法,同时不会损坏所输送的部件或造成不必要地暴露于辐射下。
发明内容
这些和其它目的通过给核反应堆加燃料的方法来实现,所述核反应堆包括:反应堆容器,其具有带凸缘的开放的上端部;容纳堆芯的反应堆容器包括支撑于堆芯上方的多个燃料组件和上部内部结构。具有配合凸缘的反应堆容器封头密封反应堆容器的开放的上端部。加燃料的方法包括移除所述反应堆容器封头并将封头放入到在反应堆容器上方的路径之外的第一存储位置下。然后将上部内部结构从反应堆容器提升到在反应堆容器上方的路径之外的第二存储位置。将具有开放的下端部和开放的上端部的圆柱形罐安装在反应堆容器凸缘上,然后将圆柱形罐的下端部密封到反应堆容器凸缘。在圆柱形罐侧面上的贯穿件连接到加燃料的管,所述管将安全壳的内部连通到安全壳外部并在反应堆库内的废燃料池。在反应堆容器内的反应堆冷却剂的液位升高到至少部分地将圆柱形罐基本上充满到等于废燃料池内冷却剂的液位。然后将加燃料的管打开并采用支撑到圆柱状罐上方的加燃料机器将多个燃料组件从堆芯并通过贯穿件和加燃料的管到达废燃料池中的存储位置。
在一个实施例中,提升上部内部结构的步骤包括使得圆柱形罐内的辐射屏蔽构件降低到上部内部结构上方的步骤。然后将上部内部结构升高到辐射屏蔽构件内,然后将内侧具有上部内部结构的辐射屏蔽构件提升并转移到第二存储位置。优选地,提升上部内部结构的步骤还包括将上部内部结构从所述辐射屏蔽构件降低到在所述第二存储位置下的屏蔽支架的步骤。理想的是,屏蔽支架位于冷却剂池内。在另一个实施例中,空气被吸入到辐射屏蔽构件内,在其从辐射屏蔽构件排空之前进行过滤,然后在其被过滤之后将其从辐射屏蔽构件排出。此外,提升上部内部结构的步骤可包括使用用于这一目的的反应堆库的主升降设备。
此外,该方法可包括从反应堆容器、优选从上述圆柱形罐的上方支撑加燃料机器的步骤。方法还可以包括引导加燃料机器离开反应堆凸缘以便定位要被移动的燃料组件的步骤。
优选地,使得反应堆冷却剂液位升高的步骤通过现有的反应堆容器贯穿件来完成,并且圆柱形罐密封到反应堆压力容器凸缘。
附图说明
在下文从结合附图一起阅读时对优选实施例的以下描述可获得对所要求保护的本发明的进一步理解,其中:
图1是透视图,其部分剖开以便示出小型的模块化反应堆系统;
图2是图1所示反应堆的放大视图;以及
图3-14是反应堆库内部的示意图,按顺序示出下文所述的方法实施例的步骤。
具体实施方式
该实施例的步骤在图3-14中按顺序示出。该实施例使用直接附接到反应堆容器10的临时安装的加燃料机器36。该机器36可以使用反应堆容器螺栓孔38或类似部件以便将其自身固定并对准到反应堆容器10。机器优选包括在顶部和底部开口的屏蔽罐40。该罐通过接触压力容器的配合表面而密封到反应堆10的凸缘30。可使用O形环或类似的柔软密封件来限制泄漏。用于形成密封的压力由罐的重量或通过机械紧固件诸如螺栓42来提供。在核电站的操作期间,可通过在O形环密封件之间设置的用于密封反应堆容器的现有反应堆容器漏失管线来检测任何泄漏。罐40具有垂直于罐中心线的贯穿件44。该贯穿件提供将堆芯14内的燃料组件从反应堆容器10输送到燃料存储区域即核电站的废燃料池46的装置。该贯穿件形成燃料输送管48的至少一部分。在反应堆容器封头上28的封闭凸缘52和上部内部结构24已经从反应堆容器10移除以便提供接近堆芯14中的燃料组件之后,临时加燃料的机器组件36连同其罐40和贯穿件44使用反应堆库主升降设备50降低到反应堆容器10上。在多个一体式反应堆设计的情况下,将蒸汽发生器18、增压器组件22和上部内部结构从反应堆容器移除以便接近燃料。罐贯穿件44连接到与废燃料池46连通的安全壳12中的配合贯穿件32。然后通过将额外的水库存引入通过现有的反应堆贯穿件诸如化学和容积控制系统的贯穿件来升高临时罐40中的水位。当临时罐40中的水位与废燃料池46中的水位基本上相同时,输送管48可被打开以允许燃料从所述反应堆传递到废燃料池。输送车54用于将燃料通过输送管48转移。所述车54延伸通过所述管到达反应堆容器以便从支撑在屏蔽罐40顶部上的临时加燃料机器56接收燃料组件。如在传统的核电站中的那样,输送车54具有旋转篮筐以允许燃料组件被端部向下翻转,即旋转到水平位置,以便将输送管所要求的直径最小化。一旦车54从反应堆容器10传递到废燃料池区域46,篮筐再次端部向上颠倒以及传统的燃料处理机器58将燃料从所述车移除。这种传统的燃料处理机器58将燃料放置到临时存储架60,直到其可被转移到干燥的存储或再处理设施为止。
因此,本发明解决了多个与一体式加压水反应堆和小型模块化反应堆相关联的设计挑战。诸如图1中所示的在小型模块化反应堆设计中使用的紧凑的高压安全壳12没有用以包括在通常适于传统的操作加压水反应堆的容器上面的加燃料池的空间。在加燃料的过程中由于在未针对潜水而设计的安全壳中的关于污染和敏感的装备不可能用水填充安全壳容器。相反,根据前述实施例,临时加燃料池是通过将罐固定到反应堆容器来提供,反应堆容器密封到反应堆容器的凸缘配合表面。在临时罐40中的水提供了屏蔽,且是会形成燃料元件泄漏的过滤器。罐40本身(包括输送管的结构)由于壁材料的厚度而提供了附加的屏蔽。
由于安全壳不能被充满水,在移除到存储的过程中上部内部结构24不能保持在水下。既屏蔽又被正排空的专门设计的升降台用于将上部内部结构24从反应堆容器10移除。屏蔽钟形外壳64装配在上部内部结构上的凸缘上方以及升降台结构的一部分穿过屏蔽钟形外壳中的通孔以便与设置于上部内部结构上的部件接合以便提升。为了防止空气污染,风扇和HEPA过滤器相结合将空气从底部吸入到屏蔽钟形外壳64内并在其被排放之前过滤钟形外壳中的空气。升降台62用于将屏蔽支架内的上部内部结构放置到安全壳12外部的反应堆库内。内部结构通过浸没在水或硼酸水中而在存储位置下被屏蔽。
所述反应堆库操作台和堆芯14中的燃料组件之间的距离远大于在传统的加压水反应堆设备中使用的小型模块化反应堆设计中的所述距离。改变传统的加燃料机器以便在这种距离下操作由于尺寸控制、视觉监控的能力和抗震方面的考虑是不切实际的。该实施例将临时加燃料机器56固定到反应堆凸缘,其使得机器更靠近反应堆堆芯移动。燃料被升高到掩体70内,行进类似于传统加燃料机器的距离。反应堆容器提供引导到燃料允许精确对准的非常稳定的附接点。
图3至14是反应堆设备的示意图,按顺序示出如上所述的加燃料方法的不同阶段。图3示出在正常运行期间具有紧凑的安全壳12的小型模块化反应堆设备。为了在浸没设备的库的安全壳外部加燃料,浸没区域由图3中所示的区域74表示,水位首先降低,以及安全壳12的上部部分34被移除并存储,如图4中所示,其打开安全壳12。然后使用主库升降设备将包含蒸汽发生器18和增压器22的反应堆封头28移除并存储到反应堆库的侧面,如图5中所示。被屏蔽的上部内部升降台62通过反应堆库主升降设备50下降到位并固定到上部内部结构24。如图6中所示,上部内部结构24被向上吸入到上部内部结构升降台62的屏蔽钟形外壳64内。在提升期间,所述风扇和HEPA过滤器66防止污染的空气被释放到安全库的气氛内。然后上部内部结构被放置到上部内部存储架68内,如图8中所示。然后临时安装的加燃料机器36附接到反应堆容器凸缘30,如图9中所示。为临时安装的加燃料机器36一部分的屏蔽罐40在配合表面处被密封到反应堆容器凸缘30并附接到输送管48。然后罐40中的水位通过使用现有的反应堆贯穿件大致升高到废燃料池46的液位,如图10中所示。当燃料被升高到临时加燃料机器36的杆柱70内时,燃料输送车54行进通过输送管48,如图11中所示。在燃料输送车54的篮筐旋转以及燃料被放入篮筐内,如图12中所示。然后篮筐旋转到水平位置,以及燃料在进入到输送管48的同时被端部向下颠倒,如图13中所示。在通过输送管48之后,篮筐旋转回到竖直位置,以及燃料通过废燃料处理机器58移除并被放置到临时存储架60内,如图14中所示。该过程根据需要被重复以便将燃料从反应堆容器10移除。该过程被逆转以便将燃料从废燃料池46带到反应堆容器10。
当已经完成给堆芯加燃料时,输送管48可被关闭,以及临时加燃料机器36内的水位可下降到反应堆容器10内,以及临时加燃料机器36可通过主库升降设备移除到存储位置。然后被屏蔽的上部内部升降台可用于使得内部结构升高到钟形外壳内以及下降到堆芯内。在内部结构被固定之后,主库升降设备可用于代替在容器10上的反应堆封头28,然后安全壳的顶部34可复位以准备反应堆系统以便操作。
虽然已经对本发明的具体实施例进行了详细描述,但由本领域的技术人员应该认识到对这些细节的各种修改和替代可借鉴本公开的全部教导来进行。因此,所公开的具体实施例意味着仅仅是示例性的,而并不限制本发明的范围,本发明的范围由所附权利要求书及其任何和所有等同物的全部范围限定。
Claims (11)
1.一种给核反应堆加燃料的方法,所述核反应堆包括:反应堆容器(10),该反应堆容器具有带凸缘(30)的开放的上端部;容纳堆芯(14)的反应堆容器包括支撑于堆芯上方的多个燃料组件和上部内部结构(24);以及用于密封反应堆容器的开放的上端部的具有配合凸缘(52)的封头(28),所述方法包括以下步骤:
移除所述反应堆容器封头(28);
将反应堆容器封头(28)放在反应堆容器(10)上方的路径之外的第一存储位置中;
将上部内部结构(24)从反应堆容器(10)提升到在反应堆容器上方的路径之外的第二存储位置(68);
将具有开放的下端部和开放的上端部的圆柱形罐(40)安装在反应堆容器凸缘上;
然后将圆柱形罐(40)的下端部密封到反应堆容器(10)以及将在圆柱形罐侧面上的贯穿件(44)密封到连接到废燃料池(46)的加燃料的管(48);
将反应堆容器(10)内的反应堆冷却剂的液位升高到至少部分地将圆柱形罐(40)基本上充满到等于废燃料池(46)内冷却剂的液位;
将加燃料的管(48)打开;以及
采用至少部分支撑到圆柱状罐(40)上方的加燃料机器(56),将堆芯(14)内的多个燃料组件通过贯穿件(44)和加燃料的管(48)输送到废燃料池(46)中的存储位置(60)。
2.根据权利要求1所述的方法,其中提升上部内部结构(24)的步骤包括以下步骤:
使得圆柱形罐内的辐射屏蔽构件(64)降低到上部内部结构(24)的至少一部分的上方;
将上部内部结构(24)升高到辐射屏蔽构件(64)内;以及
将内部具有上部内部结构(24)的辐射屏蔽构件(64)提升到第二存储位置。
3.根据权利要求2所述的方法,其中包括将上部内部结构(24)从所述辐射屏蔽构件(64)降低到在所述第二存储位置(68)下的屏蔽支架的步骤。
4.根据权利要求3所述的方法,其中屏蔽支架位于冷却剂池内。
5.根据权利要求2所述的方法,包括以下步骤:
将空气吸入到辐射屏蔽构件(64)内;
在空气从辐射屏蔽构件(64)排空之前对空气进行过滤;
然后在空气被过滤之后将空气从辐射屏蔽构件(64)排空。
6.根据权利要求2所述的方法,其中提升上部内部结构(24)的步骤通过反应堆库主升降设备(50)来完成。
7.根据权利要求1所述的方法,包括从反应堆容器(10)支撑加燃料机器(56)的步骤。
8.根据权利要求7所述的方法,包括从圆柱形罐(40)的顶部支撑加燃料机器(56)的步骤。
9.根据权利要求7所述的方法,包括引导加燃料机器(50)离开反应堆凸缘(30)以便定位要被移除的燃料组件的步骤。
10.根据权利要求1所述的方法,其中升高反应堆冷却剂液位的步骤通过现有的反应堆容器(10)贯穿件来完成。
11.根据权利要求1所述的方法,其中密封圆柱形罐(40)的下端部的步骤是密封到反应堆容器凸缘(30)。
Applications Claiming Priority (3)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US13/461,821 | 2012-05-02 | ||
US13/461,821 US10014083B2 (en) | 2012-05-02 | 2012-05-02 | Method of refueling a nuclear reactor |
PCT/US2013/036059 WO2013165666A1 (en) | 2012-05-02 | 2013-04-11 | A method of refueling a nuclear reactor |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN104272399A true CN104272399A (zh) | 2015-01-07 |
CN104272399B CN104272399B (zh) | 2017-08-15 |
Family
ID=49512519
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN201380022930.0A Active CN104272399B (zh) | 2012-05-02 | 2013-04-11 | 一种给核反应堆加燃料的方法 |
Country Status (6)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US10014083B2 (zh) |
EP (1) | EP2845202B1 (zh) |
JP (1) | JP6402094B2 (zh) |
KR (1) | KR102074015B1 (zh) |
CN (1) | CN104272399B (zh) |
WO (1) | WO2013165666A1 (zh) |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN105679386A (zh) * | 2016-03-25 | 2016-06-15 | 上海核工程研究设计院 | 一种核电安全壳外换料装置 |
CN111194470A (zh) * | 2017-06-23 | 2020-05-22 | 坎杜能源公司 | 使用管旋转排列核反应堆管和端配件的系统与方法 |
CN111383786A (zh) * | 2018-12-29 | 2020-07-07 | 国家电投集团科学技术研究院有限公司 | 池式反应堆的换料方法 |
Families Citing this family (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US9666313B2 (en) | 2012-04-17 | 2017-05-30 | Bwxt Mpower, Inc. | Small modular reactor refueling sequence |
US9208906B2 (en) * | 2012-06-13 | 2015-12-08 | Westinghouse Electric Company Llc | Passive system for cooling the core of a nuclear reactor |
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 |
WO2014197068A2 (en) * | 2013-03-15 | 2014-12-11 | James Inman | Upper vessel transport |
CN105719710A (zh) * | 2014-12-01 | 2016-06-29 | 上海核工程研究设计院 | 一种小型模块化反应堆的装换料设备 |
US10497482B2 (en) * | 2016-01-22 | 2019-12-03 | Nuscale Power, Llc | In-core instrumentation |
KR102080909B1 (ko) | 2018-07-06 | 2020-02-24 | 한국수력원자력 주식회사 | 원자로의 해체 시스템 |
Citations (9)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4096031A (en) * | 1976-07-22 | 1978-06-20 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor refueling system |
US4158599A (en) * | 1970-07-08 | 1979-06-19 | Westinghouse Electric Corp. | Method of refueling reactor |
US4647423A (en) * | 1983-08-26 | 1987-03-03 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Fuel handling apparatus for a nuclear reactor |
US5075070A (en) * | 1989-03-07 | 1991-12-24 | Commissariat A L'energie Atomique | Handling pool and safety water reserve for pressurized water-cooled nuclear reactor |
CN1112718A (zh) * | 1994-05-05 | 1995-11-29 | 法玛通公司 | 带有可移动导杆的核反应堆加料机 |
US5896430A (en) * | 1996-05-10 | 1999-04-20 | Abb Atom Ab | Method and a device for fuel handling |
CN1790552A (zh) * | 2004-12-16 | 2006-06-21 | 中国核动力研究设计院 | 直行式核反应堆燃料组件换料装卸工艺 |
CN101154472A (zh) * | 2006-09-29 | 2008-04-02 | 中国核动力研究设计院 | 一体化低温核供热堆 |
US20090285345A1 (en) * | 2006-01-26 | 2009-11-19 | Westinghouse Electric Company, Llc | Method and tooling for dismantling, casking and removal of nuclear reactor core structures |
Family Cites Families (12)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US2943035A (en) * | 1955-09-27 | 1960-06-28 | Babcock & Wilcox Co | Apparatus for refueling a nuclear reactor |
JPS59176697A (ja) | 1983-03-28 | 1984-10-06 | 三菱重工業株式会社 | 原子力船の燃料交換設備 |
JPS61272696A (ja) * | 1985-05-29 | 1986-12-02 | 動力炉・核燃料開発事業団 | 原子炉の燃料搬出入設備構造 |
JPS62185198A (ja) | 1986-02-12 | 1987-08-13 | 石川島播磨重工業株式会社 | 舶用原子炉の燃料交換用キヤスク類の搬出入設備における気水密仕切装置 |
JPS63105899U (zh) | 1986-12-27 | 1988-07-08 | ||
US4851185A (en) * | 1987-10-14 | 1989-07-25 | Homyk William A | Radiation shielding method and apparatus |
US4859404A (en) * | 1988-06-29 | 1989-08-22 | Westinghouse Electric Corp. | Reactor vessel internals storage area arrangement |
US5037604A (en) * | 1989-06-19 | 1991-08-06 | Westinghouse Electric Corp. | Coffer dam for temporary shielding of reactor vessel internals |
DE19610102C1 (de) | 1996-03-15 | 1997-07-10 | Siemens Ag | Verfahren zum Entsorgen einer in einem Reaktordruckbehälter einer Kernreaktoranlage angeordneten Komponente |
SE506570C2 (sv) * | 1996-05-10 | 1998-01-12 | Asea Atom Ab | Metod och hanteringsutrustning för hantering av kärnbränsle |
JP4088492B2 (ja) * | 2002-08-02 | 2008-05-21 | 三菱重工業株式会社 | 炉内構造物の収納方法及びこれに用いる保管容器 |
JP4850214B2 (ja) | 2008-06-30 | 2012-01-11 | 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 | 炉内構造物の搬出方法 |
-
2012
- 2012-05-02 US US13/461,821 patent/US10014083B2/en active Active
-
2013
- 2013-04-11 CN CN201380022930.0A patent/CN104272399B/zh active Active
- 2013-04-11 WO PCT/US2013/036059 patent/WO2013165666A1/en active Application Filing
- 2013-04-11 EP EP13785014.5A patent/EP2845202B1/en active Active
- 2013-04-11 KR KR1020147033719A patent/KR102074015B1/ko active IP Right Grant
- 2013-04-11 JP JP2015510294A patent/JP6402094B2/ja not_active Expired - Fee Related
Patent Citations (9)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4158599A (en) * | 1970-07-08 | 1979-06-19 | Westinghouse Electric Corp. | Method of refueling reactor |
US4096031A (en) * | 1976-07-22 | 1978-06-20 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor refueling system |
US4647423A (en) * | 1983-08-26 | 1987-03-03 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Fuel handling apparatus for a nuclear reactor |
US5075070A (en) * | 1989-03-07 | 1991-12-24 | Commissariat A L'energie Atomique | Handling pool and safety water reserve for pressurized water-cooled nuclear reactor |
CN1112718A (zh) * | 1994-05-05 | 1995-11-29 | 法玛通公司 | 带有可移动导杆的核反应堆加料机 |
US5896430A (en) * | 1996-05-10 | 1999-04-20 | Abb Atom Ab | Method and a device for fuel handling |
CN1790552A (zh) * | 2004-12-16 | 2006-06-21 | 中国核动力研究设计院 | 直行式核反应堆燃料组件换料装卸工艺 |
US20090285345A1 (en) * | 2006-01-26 | 2009-11-19 | Westinghouse Electric Company, Llc | Method and tooling for dismantling, casking and removal of nuclear reactor core structures |
CN101154472A (zh) * | 2006-09-29 | 2008-04-02 | 中国核动力研究设计院 | 一体化低温核供热堆 |
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
WESTINGHOUSE ELECTRIC CORPORATION: "《The Westinghouse Pressurized Water Reactor Power Plant》", 31 December 1984, article "The Westinghouse Pressurized Water Reactor Power Plant" * |
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN105679386A (zh) * | 2016-03-25 | 2016-06-15 | 上海核工程研究设计院 | 一种核电安全壳外换料装置 |
CN111194470A (zh) * | 2017-06-23 | 2020-05-22 | 坎杜能源公司 | 使用管旋转排列核反应堆管和端配件的系统与方法 |
CN111194470B (zh) * | 2017-06-23 | 2023-09-22 | 坎杜能源公司 | 使用管旋转排列核反应堆管和端配件的系统与方法 |
CN111383786A (zh) * | 2018-12-29 | 2020-07-07 | 国家电投集团科学技术研究院有限公司 | 池式反应堆的换料方法 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
EP2845202A4 (en) | 2016-01-13 |
JP2015517654A (ja) | 2015-06-22 |
EP2845202B1 (en) | 2016-09-21 |
JP6402094B2 (ja) | 2018-10-10 |
KR20150004418A (ko) | 2015-01-12 |
US20130294565A1 (en) | 2013-11-07 |
KR102074015B1 (ko) | 2020-02-05 |
EP2845202A1 (en) | 2015-03-11 |
WO2013165666A1 (en) | 2013-11-07 |
US10014083B2 (en) | 2018-07-03 |
CN104272399B (zh) | 2017-08-15 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN104272399A (zh) | 一种给核反应堆加燃料的方法 | |
CN101855675B (zh) | 核电厂一回路冷却剂主系统充水及排出空气的方法,以及实施该方法的顶盖 | |
CA2904279A1 (en) | Managing nuclear reactor spent fuel rods | |
CN107533871A (zh) | 用于存储核燃料的反应性控制装置 | |
JP6288782B2 (ja) | 原子力構成機器の移動を遮蔽下で行うための方法および装置 | |
US20180190400A1 (en) | Method for decommissioning nuclear power plant | |
KR20230041796A (ko) | 핵연료 재충전 장치 | |
CN105719710A (zh) | 一种小型模块化反应堆的装换料设备 | |
JP2009524809A (ja) | 冷却槽で使用済み核燃料が装填されたキャニスタをシールするための方法および装置 | |
CN108447575B (zh) | 压水堆乏燃料干式贮存装载方法 | |
JPH03115998A (ja) | 貯蔵状態の炉内構造物からの放射線を遮蔽する方法及び構造体 | |
CN111383786B (zh) | 池式反应堆的换料方法 | |
US11120921B2 (en) | In-containment spent fuel storage to limit spent fuel pool water makeup | |
EP4197008A1 (en) | Fuel handling system, layout, and process for nuclear reactor | |
CN211669987U (zh) | 非能动燃料运输冷却系统 | |
CN211555489U (zh) | 海上浮动核电站的燃料运输冷却系统 | |
JP2502121B2 (ja) | 横型モジュ―ル式使用済燃料貯蔵システム | |
CN106205757A (zh) | 乏燃料储运容器 | |
Cahalan et al. | Liquid salt-very high temperature reactor: survey of sodium-cooled fast reactor fuel handling systems for relevant design and operating characteristics. | |
Branchu et al. | Superphénix 1 primary handling system fabrication and testing | |
CN110993129A (zh) | 用于海上浮动核电站的非能动冷却系统及方法 | |
Wade | Nuclear reactor refueling system | |
Braun et al. | Experience gained and progress made with Siemens-PWR technology |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
C06 | Publication | ||
PB01 | Publication | ||
C10 | Entry into substantive examination | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
GR01 | Patent grant | ||
GR01 | Patent grant |