CN104919532B - 用于给具有器械穿透凸缘的核反应堆更换燃料的方法和装置 - Google Patents

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Abstract

用于在通过顶部安装器械为核反应堆更换燃料之前将芯内器械套筒管从反应堆芯收回的装置和方法。装置包括插入于顶盖凸缘和反应堆芯凸缘之间的穿透凸缘，器械线缆穿过所述顶盖凸缘和反应堆容器凸缘。穿透凸缘连接至上堆内构件并且能够相对于其抬升以在将上堆内构件从反应堆容器移除以更换燃料之前收回器械套筒。穿透凸缘通过上堆内构件被从容器移除。

Description

用于给具有器械穿透凸缘的核反应堆更换燃料的方法和装置
相关申请交叉参考
本发明涉及2012年4月27日提交的题目为INSTRUMENTATION AND CONTROLPENETRATION FLANGE FOR PRESSURIZED WATER REACTOR的美国申请序列号No.13/457,683。
技术领域
本发明通常涉及核反应堆系统，并且具体地涉及带有穿过反应堆容器的上部分且在反应堆封头顶盖下方的器械穿透的核反应堆。
背景技术
压水反应堆具有大量被安装在竖直反应堆容器内的细长燃料组件。增压冷却剂循环通过燃料组件，从而吸收燃料组件内的可裂变材料中的核反应所产生的热。利用增压水冷却的核反应堆发电系统的一次侧包括与产生有用能量的二次回路隔开并处于热交换关系的闭合回路。一次侧包括封闭用于支承多个含有裂变材料的燃料组件的堆芯内部结构的反应堆容器、在热交换蒸汽发生器内的一次回路、稳压器的内部容积、用于循环增压水的泵和管；所述管独立地将每个蒸汽发生器和泵连接到反应堆容器。在常规类型的核电站中，包括被连接到反应堆容器的管道系统、泵和蒸汽发生器、在内的一次侧的每个部件构成了一次侧的环路。
为了展示，图1示出了简化的常规核反应堆一次系统，包括具有封闭核反应堆芯14的顶盖12的大致圆柱形的压力容器10。液体冷却剂(比如水或硼水)被泵16泵入容器10穿过堆芯14吸收热量，然后被排到热交换器18(典型地被称为蒸汽发生器)，在其中热被传递给利用回路(未示出)，比如蒸汽驱动的涡轮发电机。然后反应堆冷却剂返回泵16，完成一次环路。典型地，多个上述的环路通过反应堆冷却剂管路20被连接到单个反应堆10。
在图2中更详细地示出示范性常规反应堆设计。除了包含多个平行且竖直共同延伸的燃料组件22的堆芯14之外，为了描述方便，其他容器内部结构被划分为下堆内构件24和上堆内构件26。在常规的设计中，下堆内构件起到支承、对准、引导堆芯部件和器械、以及引导容器内的流动的作用。上堆内构件约束燃料组件22(图2中为了简化仅示出两个)或为其提供辅助约束，并且支承和引导器械和部件，比如控制棒28。在图2所示的示范性反应堆中，冷却剂通过一个或多个入口喷嘴30进入反应堆容器，向下流过反应堆容器和堆芯筒32之间的环腔，在下增压室34内转弯180°，向上流到设置燃料组件的下支承板37和下堆芯板36，然后包围燃料组件22流过。在某些设计中，下支承板37和下堆芯板36被一种单一结构取代，即一种位于相同水平高度的下堆芯支承板37。流过堆芯和包围区38的冷却剂的量级典型地大到大约20英尺每秒的速度，400000加仑每分钟。所产生的压力降和摩擦力将导致燃料组件升高，该运动受到包括圆形上堆芯板40在内的上堆内构件的约束。离开堆芯14的冷却剂顺着上堆芯板的下侧流动并向上流过多个穿孔42。然后冷却剂向上径向地流到一个或多个出口喷嘴44。
上堆内构件26由容器或容器盖支承，并包括上支承组件46。负载主要通过多个支承支承柱48在上支承组件46和上堆芯板40之间传递。支承柱在指定燃料组件22和上堆芯板40的穿孔42的上方被对准。
典型地包括驱动轴或驱动杆50以及中子毒物杆星形爪组件52的直线可动控制棒28，通过控制棒导向管54被引导穿过上堆内构件26然后进入被对准的燃料组件22。导向管被固定地连接到上支承组件46以及上堆芯板40的顶部。支承支承柱48的布置方案在会不利地影响控制棒的插入能力的意外情况中有助于防止导向管变形。
为了控制裂变过程，多个控制棒28在燃料组件22内的预定位置处的导向套筒内是可往复运动的。具体地，被定位在燃料组件的上喷嘴上方的控制棒机构支承多个控制棒。控制棒机构(也被已知为棒束控制组件)具有内开螺纹的圆柱毂构件，其带有形成之前关于图2所述的星形爪52的多个径向延伸爪或臂。每个臂被互连到控制棒28，从而使控制棒组件机构72是可运作的，从而在被联接到控制棒机构毂的控制棒驱动轴50的动力下以公知的方式在燃料组件的导向套筒内竖直地驱动控制棒28，进而控制燃料组件22中的裂变过程。
上堆内构件26还具有向下延伸穿过支承支承柱48内的轴向通道然后进入基本上居中地位于燃料组件内的器械套筒的多个堆芯内器械。堆芯内器械典型地包括用于测量离开堆芯的冷却剂温度的热电偶，以及用于监视堆芯内中子活动的轴向和径向分布的轴向设置中子探测器。
采用轻水反应堆的核电站需要定期停机以补充反应堆燃料。新的燃料组件被运输到电站，并与之前从反应堆中取出的用过的燃料组件一起被临时存放在燃料存储建筑内。在燃料更换停机期间，反应堆中的部分燃料组件被从反应堆中取出到燃料存储建筑。第二部分燃料组件从反应堆中的一个支承位置被移动到反应堆中的其他堆芯支承位置。新的燃料组件从燃料存储建筑被移入反应堆，从而取代已经被取出的燃料组件。这些动作按照具体的顺序计划被完成，从而根据反应堆堆芯设计者所预定的总体燃料更换计划使每个燃料组件被放置在指定位置。在常规反应堆中，接近燃料所需要的反应堆内部部件的取出和新旧燃料在反应堆与燃料存储建筑的废燃料池之间的移动是在水下进行，以保护电站维修人员。这通过提高与电站建筑结构一体的燃料更换腔和渠的水位被完成。超过20英尺的水位为反应堆内部结构和燃料组件的移动提供屏蔽。
更换燃料活动通常位于将核电站返回至发电操作的关键路径上，因此，对于发电站所有者而言，这些操作的速度是重要的经济性考量。此外，电站装备和燃料组件为昂贵的，并且必须加以注意以避免因不当操纵反应堆部件(其必须被移除以接近燃料组件)、燃料组件或燃料转移装备而导致损害或不必要的放射暴露。由于反应堆芯的安全经济的操作依赖于每一个燃料组件处于其适当的位置中，因此这些操作的准确性也是重要的。典型的压水反应堆需要每十八至二十四个月更换燃料。
采用图1和2中示出的常规设计的商业电站典型是1100兆瓦或更大量级的。最近，Westinghouse Electric Company LLC提出200兆瓦级的小型模块化反应堆。小型模块化反应堆是所有一级环路部件都位于反应堆容器内的一体压水反应堆。反应堆容器被紧凑高压安全壳所包围。由于一体压水轻水反应堆的有限安全壳内空间和较低成本要求，辅助系统的总数量需要被最少化，但不能损失安全性或功能性。例如，与一些小型模块化反应堆设计相关联的紧凑高压容器不容许在反应堆上方结合大的可浸腔，已转移的部件能够被防护于所述大的可浸腔中。此外，在大多数传统的压水反应堆中，在更换燃料之前从堆芯抽出堆芯内器械。通过破坏主要压力边界密封件并且将器械牵拉穿过导管管子而实现上述抽出。由于导管仅从反应堆容器的底部延伸至定位于与反应堆分开的室中的密封台，因此在底部安装器械的电站中这个步骤被顺畅地进行。在顶部安装器械的电站中，这个步骤因上内部结构而困难得多。当顶部安装的器械被用于小型模块化反应堆的一体压水反应堆中时，这更加复杂。在使用通常被称为压力容器内滞留的严重事故规避策略的电站中，顶部安装器械为优选的。这个策略需要在反应堆容器的下部分中不存在穿透。
因此，本发明的目的为提供一种采用将有利于接近堆芯以更换燃料的顶部安装器械的核电站的方法和装置。
本发明的进一步的目的为提供一种有利于移除作为反应堆容器内的上堆内结构的一体部件的顶部安装器械的方法和装置。
本发明的额外的目的为提供这样的方法和装置，其中从作为上堆内部套件的一体部件的容器移除穿过容器的器械穿透件。
发明内容
通过如下的核反应堆实现这些和其他目的，所述核反应堆包括细长的反应堆容器，所述反应堆容器在下端部处封闭，并且具有敞开的上端部以及沿细长维度延伸的中心轴线，在所述上端部上形成环形的凸缘。反应堆容器具有可移除的反应堆容器顶盖，所述反应堆容器顶盖具有在反应堆容器顶盖的底侧上的环形部分，所述底侧被加工以形成与环形容器凸缘密封的密封表面。第一可移除环形密封环的尺寸被设计为就位于反应堆容器的凸缘上介于反应堆容器的凸缘和反应堆容器顶盖的底侧上的密封表面之间，第一可移除环形密封环被插置在反应堆容器顶盖的底侧上的密封表面和反应堆容器上的凸缘之间，并且具有尺寸被设计用于可密封地容纳一个或多个径向通路的厚度，一个或多个器械导管从反应堆容器的外侧通过所述一个或多个径向通路到达反应堆容器的内部，以将器械信号传递至核反应堆的堆芯之外，堆芯包括多个燃料组件。上堆内套件支承于反应堆容器内的堆芯上方，并且具有多个中空支承柱，所述多个支承柱分别具有穿过其中的大体上竖直的通路，所述大体上竖直的通路延伸穿过上堆内套件的上堆芯板和上支承板并且在上堆内套件的上堆芯板和上支承板之间延伸，穿过上堆芯板的通路与燃料组件中之一内的相对应的器械套筒对准。多个中空管子被固定地连接至第一可移除环形密封环，中空管子中的每一个可滑动地安装于支承柱中之一的通路内，且器械导管中的至少一个轴向延伸穿过中空管子至相对应的支承柱内。中空管子中的每一个可滑动地安装于支承柱中之一的通路内，能够在完全插入位置和完全延伸位置之间移动，其中在完全插入位置中，器械导管进入器械套筒内，并且在完全延伸位置中，器械导管被从堆芯收回。
优选地，中空管子的下端部被捕获于支承柱的通路内。在一个实施例中，在中空管子在支承柱的通路内行进的大致下端处，支承柱的通路的壁增厚，以提供比在支承柱的通路内在完全插入位置和完全延伸位置之间的中间轴向范围之间更紧密的配合。理想地，中空管子的下端部比中空管子的中间轴向延伸部更窄。
在另一个实施例中，其中第一可移除环形密封环在反应堆容器的外壁的大致范围和上堆内套件的壁之间径向地延伸，核反应堆包括第二可移除环形密封环，所述第二可移除环形密封环定位于第一可移除环形密封环下方且介于第一可移除环形密封环和反应堆容器的凸缘之间，并且具有与第一可移除环形密封环大体上相同的径向范围。在第一可移除环形密封环和第二可移除环形密封环中的每一个上的径向向外延伸的抵靠表面被至少一个O形环互相密封，并且轴向指向的一级冷却剂通路延伸穿过第一可移除环形密封环和第二可移除环形密封环中的每一个且大体上对准。在第一可移除环形密封环和第二可移除环形密封环的每一个上的向内延伸的抵靠表面在一级冷却剂通路的与O形环相对的一侧上延伸并且被T形环密封，并且所述“T”形的腹板在向内延伸的抵靠表面之间延伸。优选地，所述“T”形的腹板被紧固件紧固，所述紧固件被附接至向内延伸的抵靠表面之一并且穿过腹板中的间隙孔。在一个实施例中，间隙孔被开槽以允许热膨胀。理想地，T形环由如下的材料制成：在核反应堆升温时，所述材料比构成第一可移除环形密封环和第二可移除环形密封环的材料膨胀得快。优选地，第一可移除环形密封环和第二可移除环形密封环由碳钢构成，并且T形环由不锈钢构成。
在另一个实施例中，第一可移除环形密封环大致在反应堆容器的外壁的范围和上堆内套件的壁之间径向地延伸，核反应堆还包括第二可移除环形密封环，所述第二可移除环形密封环定位于第一可移除环形密封环下方介于第一可移除环形密封环和反应堆容器的凸缘之间，并且具有与第一可移除环形密封环大体上相同的径向范围。在第一可移除环形密封环和第二可移除环形密封环中的每一个上的径向向外延伸的抵靠表面被至少两个径向间隔开的O形环相互密封，从所述至少两个径向间隔开的O形环之间延伸至收集贮存器的第一泄漏通道，所述收集贮存器连接至从在第二可移除环形密封环上的抵靠表面和反应堆容器凸缘之间延伸的第二泄漏通道。
在另一个实施例中，中空管子被大体上水平延伸的栅格结构支承，所述栅格结构连接至第一可移除环形密封环。优选地，第一可移除环形密封环(70)被构造为使得第一可移除环形密封环的抬升抬升了栅格结构并且从相对应的支承柱内抬升了中空管子。
本发明还考虑为上述核反应堆更换燃料的方法，包括从第一可移除环形密封环移除反应堆顶盖的步骤。随后抬升第一可移除环形密封环至将器械导管从堆芯收回的高度水平。随后，所述方法将包括抬升位置中的第一可移除环形密封环在内的上堆内套件作为一个单元从反应堆容器移出并收回至存储位置。所述方法随后为堆芯更换燃料。优选地，在更换燃料步骤之后，所述方法将第一可移除环形密封环维持于抬升位置中，并且将上堆内套件放下至反应堆容器内。然后将上堆内套件支承于堆芯上方，并且将第一可移除环形密封环放下至反应堆容器凸缘的顶部上，并且同时将中空管子放下至相对应支承柱内，以将器械导管放下至燃料组件中的相对应器械套筒内。随后将反应堆容器顶盖重新放置在反应堆容器凸缘上。
在进一步的实施例中，第一可移除环形密封环在介于反应堆容器的外壁的大致范围和上堆内套件的壁之间径向地延伸，核反应堆包括第二可移除环形密封环，所述第二可移除环形密封环定位于第一可移除环形密封环下方且介于第一可移除环形密封环和反应堆容器的凸缘之间。第二可移除环形密封环具有与第一可移除环形密封环大体上相同的径向范围，第二可移除环形密封环被固定地连接至上堆内套件的壁。在本方法的这个后者实施例中，收回上堆内套件的步骤包括将作为上堆内套件的一部分的第二可移除环形密封环从反应堆容器凸缘移除的步骤。
附图说明
通过结合附图阅读优选下面实施例的描述，能更好地理解本发明，其中：
图1为能够应用下文描述的实施例的常规的核反应堆系统的简化示意图；
图2为能够应用下文描述的实施例的核反应堆容器和堆内部件的部分横剖正视图；
图3为示出小型模块化反应堆系统的部分切除立体图；
图4为在图3中示出的反应堆容器的放大视图；
图5为应用本发明的带有内部控制棒驱动机构的一体压水反应堆的部分示意剖视图；
图6为示出应用本发明的具有顶部安装器械的常规压水反应堆的的内部的一部分的部分示意剖视图；
图7为在图5中示出的上堆内套件的一部分的放大视图；
图8为在图7中示出的反应堆容器穿透密封件的放大视图；
图9、10、11、12和13为根据本发明构造的上堆内套件的一个实施例的示意性部分剖视图(源自在图5中示出的视图)，说明用于从反应堆容器拆解和移除上堆内套件以进入燃料组件用于更换燃料的本发明的一个实施例的方法步骤；以及
图14、15、16、17和18示出与应用于传统压水反应堆设计相对应的本发明的另一个实施例的装置和方法。
具体实施方式
图3和4示出了可从Pennsylvania的Cranberry Township的WestinghouseElectric Company LLC获得的本发明的设备和方法概念所应用的小型模块化反应堆设计。但是，应当明白的是，本发明也能被应用于常规压水反应堆设计，比如将在下面详细说明的图1和2中所示的设计。图3示出了反应堆安全壳11的透视图，局部剖视以展示压力容器10及其堆内部件。图4是图3中所示压力容器的放大图。稳压器58对大部分压水反应堆设计是常见的，但是在图1中没有示出，它典型地被包含在一个环路内以维持系统压力。在图3和4所示的小型模块化反应堆设计中，稳压器58被集成到反应堆容器顶盖12的上部，消除了对独立部件的需要。应当明白，多幅图中相同的附图标记被用于相应的部件。热段立管60引导一级冷却剂从堆芯14到围绕热段立管60的蒸汽发生器18。多个冷却剂泵16围绕反应堆容器10在靠近上堆内构件26的上端的水平高度处周向地隔开。反应堆冷却剂泵16是水平安装的轴流式密封电机泵。反应堆堆芯14和上堆内构件26除了它们的尺寸外，基本上都与之前关于图1和2所描述的对应部件相同。从上文应当理解的是，采用传统的更换燃料方法(即通过淹没容器凸缘64的区域正上方的反应堆井，并且经由延伸穿过安全壳的转移渠62将水下的燃料组件转移至废燃料池)将不适用于这种类型的容器和紧凑设计。此外，因为紧凑设计实施容器内滞留，所以其需要实际上无法通过容器顶盖从反应堆容器出去的顶部安装器械。由于在能够开始更换燃料之前，需要从燃料组件收回传统上被用于测量堆芯功率和/或堆芯出口温度的堆芯内器械，因此需要一种革新的设计，所述革新的设计将允许来自堆芯内器械的信号引线通过穿透凸缘离开反应堆(诸如在2012年4月27日提交的题目为Instrumentation and Control Penetration Flange for Pressurized Water Reactor的美国专利申请序列号No.13/457,678中所描述的)，与此同时在从反应堆容器移除堆芯上方的上堆内套件之前从堆芯移除堆芯内器械。为了效率以及放下辐射暴露，器械和控制穿透凸缘结构优选地作为上堆内套件的整体部件被移除。在2012年6月13日提交的题为“Pressurized Water Reactor Compact Steam Generator”的美国专利申请No.13/495050中记载了图3和4中所示的小型模块化反应堆的运行的更具体描述。
下文声明的本发明的实施例的装置和方法需要引入介于反应堆容器凸缘64和反应堆顶盖凸缘68之间的穿透凸缘66，正如用于在图6中的传统的压水反应堆示出的。这可以是关于在上文引用过的美国专利申请序列号No.13/457,683中描述的某些小型反应堆设计中所需的额外穿透件，且一个凸缘大体上专用于控制棒驱动机构的功率，并且另一个凸缘服务于堆芯内器械。在传统的压水反应堆的情况下，将需要如图6中所说明的单个穿透凸缘66。如前所述，在能够开始更换燃料之前，需要从燃料组件收回传统上被用于测量堆芯功率和/或堆芯出口温度的堆芯内器械。器械被容纳于套筒管内，所述套筒管带有从穿透凸缘延伸至燃料组件的连接线缆。这个套筒管形成一级压力边界并且保护器械免于反应堆冷却剂。
图7示出用于图5所示的一体压水反应堆的上堆内套件的一部分的放大视图。在图8中示出上穿透凸缘70和下穿透凸缘66的横截面的进一步放大视图。在一体压水反应堆构造中的下穿透凸缘66被示出为在反应堆容器10的外壁和从上支承组件46竖直向上延伸的内壁76之间延伸。凸缘66承载通过其为控制棒驱动系统78供能的连接器和电导管，上穿透凸缘70承载通过其传送堆芯内器械布线信号80的连接器和电导管。在更换燃料过程中，在移除封头顶盖12之后且在移除上堆内构件26之前，提升上穿透凸缘70。向下延伸至燃料组件22内的器械套筒82被支承于上堆内构件26内。在堆芯14正上方，堆芯支承柱48具有轴向钻孔穿过其中心的中心通路，所述中心通路为器械套筒进入堆芯提供了导管。在上支承板46上方，管子84通过支承柱48与中心通路对准。管子84被支承于上堆内构件26的结构86内。支承柱48支承堆芯内器械，并且在更换燃料之后在反应堆组装过程中放下穿透凸缘70时防止堆芯内器械扣上。器械管子84连接至栅格结构88，并且被栅格结构88支承，所述栅格结构88连接至上穿透凸缘70并且与上穿透凸缘一同被抬升和放下。当穿透凸缘70被抬升或放下时，管子84在支承柱48之内滑动，从而维持两个组件的对准。支承柱48和管子84维持相对宽松的间隙，直至穿透凸缘70位于其最低位置中为止。此时，器械管子84的收窄段90接合用于收窄支承柱48的通路的增厚段，以提供更紧密的配合。在堆芯内器械穿透凸缘70的全部运动范围内，支承柱48中的管子84保持已接合，正如能够从用于一体压水反应堆设计的图5、6和7中所理解的。优选地，在上穿透凸缘70被抬升的同时，承载电力线缆至控制棒驱动机构78的下穿透凸缘66保持静止，从而被固定地附接至上支承组件46的竖直段76。然而，应当理解的是，替代地，下穿透凸缘66能够被附接至上穿透凸缘70，或者两个穿透凸缘能够被构造为单个的元件并且被一同抬升或放下。然而，第二个布置方案较不理想，原因在于其需要必须容纳的通向控制棒驱动机构的电力线缆的大量松弛段。
图9、10、11、12和13示出用于在图5中示出的一体水反应堆容器的拆解顺序。图9示出完全组装好的反应堆，其中，容器顶盖12通过凸缘螺栓74被密封至容器10就位，并且器械套筒82被完全地插入至堆芯内。应当强调的是，图5-18中说明的上堆内构件设计与先前在图2中说明的稍微不同之处在于：图5-18中示出的设计包括使得支承柱48以及常规压水反应堆设计中的引导管子54在上支承板46和上支承组件支承结构86之间延伸的伸长的上堆内套件。图10示出用于一体压水反应堆设计的反应堆拆解过程中的第一阶段，其中包括蒸气发生器18的顶盖12被移除。图11示出将堆芯内器械套筒82从燃料组件22收回的正被抬升的上穿透凸缘。图12示出正被抬升的上堆内构件，并且图13示出上堆内构件被完全移除的反应堆容器。
图14、15、16、17和18示出用于拆解改动过的常规压水反应堆设计的相对应顺序。在压水反应堆设计中，控制棒驱动机构的驱动棒行进壳体56延伸穿过反应堆顶盖12，并且驱动机构定位于顶盖上方，以使得控制棒结构线缆从不在反应堆容器内。正如当前实施的，在为常规的压水反应堆更换燃料过程中，在顶盖12被移除并且驱动棒被与顶盖一同移除之前，控制棒驱动棒与毂处的星形组件断开连接。图14为图6的副本，示出顶盖被凸缘螺栓74紧固的完全组装好的压水反应堆设计。图15示出与控制棒驱动棒一起移除的顶盖12。图16示出被抬升的上穿透凸缘70(但是在这个构造中不存在下穿透凸缘)以及从堆芯14收回的堆芯内器械套筒82。图17示出被部分地移除的上堆内构件，并且图18示出被完全地移除且移动至存储位置的堆内构件。更换燃料之后组装反应堆仅仅为刚刚描述过的过程的反序。在组装反应堆容器过程中，堆内构件被安置于堆芯上方的容器中，随后穿透凸缘被放下，直至其接触反应堆容器凸缘为止。
通过一对O形环92维持每个凸缘(即顶盖凸缘68、上穿透凸缘70、下穿透凸缘66和反应堆容器凸缘64)之间的主要压力边界密封，且泄露管线94被用于监测该密封。每一个凸缘连接部使用一对O形环92。穿过凸缘的孔94能够被用于连接介于O形环对92之间的空隙，从而容许使用单组泄漏管线。这些管线将连接至反应堆容器凸缘64的泄漏管线，所述反应堆容器凸缘64的泄露管线排出至共用的泄漏贮存器(未示出)，以使得泄露管线能够在更换燃料过程中仍然连接至电站泄漏监测系统。
如上所述，在一体压水反应堆的情况下，两个凸缘66和70可以被用于将穿透件引入穿过反应堆压力边界。在一些设计中，可能存在流动通过介于凸缘66和70之间的内间隙108的主要冷却剂返回通路102和上堆内构件之间的堆芯旁路流动。用于这个构造的优选实施例包括密封装置96，所述密封装置96利用了碳和不锈钢之间的热膨胀率的差异。密封装置为具有T形剖面并且附接至凸缘中之一的环。通过带螺纹的紧固件100将密封装置96紧固穿过“T”形的腹板98。穿过腹板的间隙孔被开槽，以容许环在反应堆升温过程中膨胀。在反应堆组装过程中在密封件和凸缘之间存在较大的间隙。当电站升温时，不锈钢环比反应堆凸缘膨胀得更快，从而在部件之间产生压力并且提供所需的密封。压力差相对较小，例如在10至20psi(69至138kPa)范围内。附接至凸缘中之一的伸长的套管104也可以限制旁路流动，并且当一级冷却剂穿过在一级流体流动通道102中的凸缘时减少压力降。
尽管本发明的具体实施例已经被详细地描述，但本领域技术人员应当明白在本发明的总体教导下，那些细节的各种改动和改变能被实现。所以，所公开的具体实施例仅意味着示范性，而不是限制本发明的范围，本发明的范围由后附权利要求及其等同物完整给出。

Claims (12)

1.一种核反应堆，包括：
细长的反应堆容器，所述反应堆容器在下端部处封闭，并且具有敞开的上端部以及沿细长维度延伸的中心轴线，在所述上端部上形成环形的凸缘；
反应堆容器顶盖，所述反应堆容器顶盖具有在反应堆容器顶盖的底侧上的环形部分，所述底侧被加工以形成密封表面；
第一可移除环形密封环，所述第一可移除环形密封环的尺寸被设计为就位于反应堆容器的凸缘上介于反应堆容器的凸缘和反应堆容器顶盖的底侧上的密封表面之间，第一可移除环形密封环被插置在反应堆容器顶盖的底侧上的密封表面和反应堆容器上的凸缘之间，并且具有尺寸被设计用于可密封地容纳一个或多个径向通路的厚度，一个或多个器械导管从反应堆容器的外侧通过所述一个或多个径向通路到达反应堆容器的内部，以将器械信号传递至核反应堆的堆芯之外，堆芯包括多个燃料组件；
上堆内套件，所述上堆内套件支承于反应堆容器内的堆芯上方，并且具有多个中空支承柱，所述多个中空支承柱分别具有穿过其中的大体上竖直的通路，所述大体上竖直的通路延伸穿过上堆内套件的上堆芯板和上支承板并且在上堆内套件的上堆芯板和上支承板之间延伸，穿过上堆芯板的通路与燃料组件中之一内的相对应的器械套筒对准；以及
多个中空管子，所述多个中空管子被固定地连接至第一可移除环形密封环，中空管子中的每一个可滑动地安装于支承柱中之一的通路内，且器械导管中的至少一个轴向延伸穿过中空管子至相对应的支承柱内，中空管子能够在支承柱内在完全插入位置和完全延伸位置之间滑动，其中在完全插入位置中，器械导管进入器械套筒内，并且在完全延伸位置中，器械导管被从堆芯收回。
2.根据权利要求1所述的核反应堆，其中，中空管子的下端部被捕获于中空支承柱的通路内。
3.根据权利要求1所述的核反应堆，其中，在中空管子在支承柱的通路内行进的大致下端处，支承柱的通路的壁增厚，以提供比在支承柱的通路内在完全插入位置和完全延伸位置之间的中间轴向范围之间经历的配合更紧密的配合。
4.根据权利要求3所述的核反应堆，其中，中空管子的下端部比中空管子的中间轴向部更窄。
5.根据权利要求1所述的核反应堆，其中，第一可移除环形密封环在反应堆容器的外壁的大致范围和上堆内套件的壁之间径向地延伸，核反应堆包括第二可移除环形密封环，所述第二可移除环形密封环定位于第一可移除环形密封环下方且介于第一可移除环形密封环和反应堆容器的凸缘之间，并且具有与第一可移除环形密封环大体上相同的径向范围，在第一可移除环形密封环和第二可移除环形密封环中的每一个上的径向向外延伸的抵靠表面被至少一个O形环互相密封，并且轴向指向的一级冷却剂通路延伸穿过第一可移除环形密封环和第二可移除环形密封环中的每一个且大体上对准，并且在第一可移除环形密封环和第二可移除环形密封环的每一个上的向内延伸的抵靠表面被T形环密封，所述向内延伸的抵靠表面位于一级冷却剂通路的与O形环相对的一侧上，并且“T”形的腹板在向内延伸的抵靠表面之间延伸。
6.根据权利要求5所述的核反应堆，其中，所述“T”形的腹板被紧固件紧固，所述紧固件被附接至向内延伸的抵靠表面之一并且穿过腹板中的间隙孔。
7.根据权利要求6所述的核反应堆，其中，间隙孔被开槽以允许热膨胀。
8.根据权利要求6所述的核反应堆，其中，T形环由如下的材料制成：在核反应堆升温时，所述材料比构成第一可移除环形密封环和第二可移除环形密封环的材料膨胀得快。
9.根据权利要求8所述的核反应堆，其中，第一可移除环形密封环和第二可移除环形密封环由碳钢构成，并且T形环由不锈钢构成。
10.根据权利要求1所述的核反应堆，其中，第一可移除环形密封环大致在反应堆容器的外壁的范围和上堆内套件的壁之间径向地延伸，核反应堆包括第二可移除环形密封环，所述第二可移除环形密封环定位于第一可移除环形密封环下方介于第一可移除环形密封环和反应堆容器的凸缘之间，并且具有与第一可移除环形密封环大体上相同的径向范围，在第一可移除环形密封环和第二可移除环形密封环中的每一个上的径向向外延伸的抵靠表面被至少两个径向间隔开的O形环相互密封，所述核反应堆包括从所述至少两个径向间隔开的O形环之间延伸至收集贮存器的第一泄漏通道，所述收集贮存器连接至在第二可移除环形密封环上的抵靠表面和反应堆容器凸缘之间延伸的第二泄漏通道。
11.根据权利要求1所述的核反应堆，其中，中空管子被大体上水平延伸的栅格结构支承，所述栅格结构连接至第一可移除环形密封环。
12.根据权利要求11所述的核反应堆，其中，第一可移除环形密封环被构造为使得第一可移除环形密封环的抬升抬升了栅格结构并且从相对应的支承柱内抬升了中空管子。
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