CN104919534A - 用于从核反应堆加压容器移除上部内部构件的装置和方法 - Google Patents
用于从核反应堆加压容器移除上部内部构件的装置和方法 Download PDFInfo
- Publication number
- CN104919534A CN104919534A CN201380070341.XA CN201380070341A CN104919534A CN 104919534 A CN104919534 A CN 104919534A CN 201380070341 A CN201380070341 A CN 201380070341A CN 104919534 A CN104919534 A CN 104919534A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- barricade
- interior portion
- driving rod
- portion component
- upper interior
- 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
- G21C19/02—Details of handling arrangements
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
- G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
- G21C1/08—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
- G21C1/086—Pressurised water reactors
-
- 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
- G21C19/02—Details of handling arrangements
- G21C19/10—Lifting devices or pulling devices adapted for co-operation with fuel elements or with control elements
-
- 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
- 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
- G21C19/207—Assembling, maintenance or repair of reactor components
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/32—Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core
-
- 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)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Carriers, Traveling Bodies, And Overhead Traveling Cranes (AREA)
Abstract
本发明涉及一种提升固定装置,其用于从反应堆中移除上部内部构件以接近堆芯,从而在不要求在更换燃料通道中注水的情况下更换燃料。本发明提供了一种与用于移除上部内部构件的起吊装置集成的屏蔽通风设备。所述起吊装置为操作人员提供了将驱动棒从棒束控制组件上分离的设备,因此在反应堆的上方区域没有注水的情况下在屏蔽维护人员的同时能够将所述驱动棒从具有所述上部内部构件的堆芯提升。
Description
技术领域
本发明总体涉及一种用于更换核反应堆燃料的装置和方法,更具体地涉及这样一种用于移除和再安装该反应堆的上部内部构件的设备和方法。
背景技术
压水反应堆具有安装在立式反应堆容器中的大量的细长形的燃料组件。加压的冷却剂循环穿过所述燃料组件以吸收由容置于所述燃料组件中的可裂变材料的核反应所产生的热量。被加压水冷却的这样的核反应堆动力产生系统的一次侧包括封闭回路,所述封闭回路与用于产生有用能量的二次回路隔离并存在换热关系。所述一次侧包括封闭支撑包含裂变材料的多个燃料组件的堆芯内部结构的反应堆容器、热交换蒸汽发生器内的一次回路、用于循环加压水的增压器、泵以及管道的内部容积;所述管道独立地将每一个蒸汽发生器和泵与所述反应堆容器连接。在那种类型的常规核电厂中,所述一次侧的每一个部分包括蒸汽发生器、泵以及与所述反应堆容器以连接形成所述一次侧回路的管道系统。
为了图示的目的,图1示出了简化的常规核反应堆一次系统,包括大体上圆柱形的压力容器10,该压力容器具有包围核堆芯14的闭合顶盖12。例如水或者含硼水的液体冷却剂借助泵16泵送至容器10中,穿过堆芯14并被排放至换热器18(通常指的是蒸汽发生器),在堆芯处热能被吸收,在换热器中热量被传递至应用回路(未示出),例如蒸汽驱动式涡轮发电机。该反应堆冷却剂接着返回至泵16,完成一次环路。通常,多个上述的环路借助反应堆冷却剂管道20连接至单一反应堆容器10上。
在图2中更详细地示出了一种示例性常规反应堆设计。除包括有多个平行的、共同竖直延伸的燃料组件22的堆芯14以外,为了说明的目的,其他的容器内部结构可被分成下部内部构件24和上部内部构件26。在常规的设计中,下部内部构件起到支撑、排列和引导堆芯部件和仪表设备的作用,以及在容器内引导流动的作用。上部内部构件约束燃料组件22或者提供了用于燃料组件22的二次约束(仅有两个在图2中简单示出)、支撑和引导仪表设备和例如控制棒28的部件。在图2所示的示例性反应堆中,冷却剂穿过一个或更多个入口接管30进入反应堆容器,向下流过反应堆容器和堆芯吊篮32之间的环形空间,并在下部腔室34中反转180°,向上经过下部支撑板37和燃料组件置于其上的下部芯板36,穿过燃料组件22并围绕燃料组件22。在一些设计中,下部支撑板37和下部芯板36由高度与37相同的下部堆芯支撑板的单一结构所代替。通过堆芯和周围区域38的冷却剂流量在每秒约20英尺的速度通常为大约每分钟400000加仑。所产生的压降和摩擦力趋于导致燃料组件升高,该燃料组件的移动通过包括圆形的上部芯板40的上部内部构件所限制。流出堆芯14的冷却剂沿着上部芯板40的下侧流动并向上穿过多个穿孔42流动。该冷却剂接着向上径向地流到一个或更多个出口接管44。
上部内部构件26可被容器或容器顶盖支撑并包括上部支撑组件46。载荷主要在上部支撑组件46和上部芯板40之间借助多个支撑柱48传递。每个支撑柱在所选择的燃料组件22和在上部芯板40中的穿孔42上方排列。
通常包括驱动轴或驱动棒50和中子毒物棒的连接柄组件52在内的直线可动的控制棒28被引导穿过上部内部构件26,并借助控制棒引导管54进入到所对齐的燃料组件22中。该引导管固定地连接至上部支撑组件46和上部芯板40的顶部。支撑柱48的布置有助于在发生事故情况下延缓引导管的变形,该变形对于控制棒的插入能力产生不利的影响。
为了控制裂变过程,许多控制棒28可在燃料组件22中的位于预定位置的引导套管内往复地移动。具体地,定位在燃料组件的顶部接管上方的控制棒机构支撑多个控制棒。该控制棒机构(也称之为棒束控制组件)具有内部带螺纹的筒形毂构件,其带有多个径向延伸的锚爪或臂以形成之前关于图2所述的连接柄52。以众所周知的方式,每个臂与控制棒28互连,以使得控制棒组件机构72可操作而在燃料组件内的引导套管内竖直地移动控制棒28,从而在与控制棒机构毂所联接的控制棒驱动轴50的原动力下控制燃料组件22中的裂变过程。
使用轻水反应堆的核电厂要求周期性的停机以更换反应堆的燃料。新的燃料组件传送至核电厂并连同之前已经从反应堆中移出的用过的燃料组件一起暂时地存放在燃料存放建筑中。在更换燃料的停机期间,在反应堆中的一部分燃料组件从反应堆移动至燃料存放建筑中。燃料组件的第二部分从在该反应堆中的一个支撑位置移动至该反应堆中的另一个堆芯支撑位置。新的燃料组件从燃料存放建筑中移动至反应堆中以替代那些已经移出的燃料组件。这些移动依照详细的顺序计划来完成以根据反应堆堆芯设计者所预备的整体更换燃料计划将每个燃料组件布置在特定位置。在常规的反应堆中,接近燃料所需的反应堆内部构件的移除和在反应堆和燃料存放建筑中的乏燃料池之间的新旧燃料的移动在水下执行,从而为电厂维护人员提供屏蔽。这通过提升集成于电厂建筑结构的更换燃料腔体和通道中的水位来完成。大于20英尺的水位为反应堆内部结构和燃料组件的移动提供了屏蔽。
更换燃料活动经常在使核电厂返回至功率操作状态的关键路径上进行,因此,这些操作的速度对于电厂的所有者来讲是重要的经济上的考虑。此外,电厂配件和燃料组件昂贵且必须小心而不引起因所述燃料组件或燃料转移设备的错误操作而导致的损伤或者不必要的辐射暴露。这些操作的精确度也是重要的,因为所述反应堆堆芯的安全和经济的操作依赖于每个处于其合适位置的燃料组件。典型的压水反应堆需要每18至24个月更换燃料。
如图1和2所示,采用常规设计的商用发电设备通常为约1100兆瓦以上。最近,西屋电气有限公司已经提出了200兆瓦的小型模块化反应堆。该小型模块化反应堆是将所有一次环路部件布置在反应堆容器内的整体式压水反应堆。反应堆容器由紧凑的高压外壳所包围。因为该外壳内的有限空间和对整体式加压轻水反应堆的低成本要求,在不牺牲安全性或功能性的情况下,必须最小化辅助系统的整体数量。例如,与一些小型模块化反应堆的设计相关的紧凑的高压外壳不允许大的可注水式腔体结合在反应堆容器上方,所转移的部件在反应堆容器中被屏蔽。
因此,本发明的一个目的是提供一种特别的搬运设备,其在不向外壳注水的情况移除上部内部构件以允许接近所述燃料组件,同时保护电厂人员和邻近的设备免于辐射的有害影响。
本发明的进一步的目的是提供还可应用于常规反应堆的这样的设备,其将避免在更换燃料操作期间所述壳体的注水和排水的必要性以及时间和费用。
发明内容
这些和其他的目的通过用于更换反应堆燃料的上部内部构件组件的提升固定装置来实现,所述反应堆具有反应堆容器,反应堆容器带有环绕反应堆容器开口的上部法兰,所述开口通过封闭顶盖上的配套法兰密封。所述反应堆容器包围所述上部内部构件组件,所述上部内部构件组件安置于所述反应堆堆芯内的多个燃料组件上。所述上部内部构件组件包括控制棒组件的驱动棒移动壳体,控制棒组件的驱动棒容置于所述壳体内并且所述驱动棒沿着竖直路径穿过所述壳体移动。所述上部内部构件组件的提升固定装置包括屏蔽板,所述屏蔽板具有一定的尺寸以便当所述屏蔽板被支撑在反应堆容器上部法兰上时覆盖所述反应堆容器内的开口。所述屏蔽板由减少在覆盖所述反应堆容器开口的所述屏蔽板的上方工作的工人的辐射暴露的材料形成。起吊装置与所述屏蔽板一体形成并在所述屏蔽板上方延伸,并提供了用于将所述屏蔽板附接至所述上部内部构件组件的设备,所述上部内部构件组件可通过提升所述起吊装置而从反应堆中移出。
优选地,所述上部内部构件组件的提升固定装置的所述屏蔽板包括用于接近所述控制棒组件驱动棒的开口,并且期望地,所述开口包括穿过所述屏蔽板的、与所述上部内部构件组件中的所述棒移动壳体对准并匹配的管状贯通部。在一个实施例中,所述管状贯通部各自包括与对应的棒移动壳体接合的圆锥形引导件。优选地,多个管状贯通部包括在所述管状贯通部内往复移动的驱动棒锁定工具,所述驱动棒锁定工具设置为与一个或多个所述驱动棒联接,并从对应的控制棒组件上分离各自的驱动棒。期望地,提供了在管状贯通部中保持驱动棒锁定工具的位置的保持件。优选地,所述提升固定装置包括设置为提升和降低所述驱动棒锁定工具的升降装置,其中所述升降装置具有足够的动力作用于驱动棒从而将所述驱动棒从控制棒组件上分离以及将所述驱动棒附接至所述驱动棒锁定工具上,并且优选地,所述升降装置是所述提升固定装置的整体部分。
在另一个实施例中,所述屏蔽板包括通风过滤系统,所述通风过滤系统设置为将空气从所述屏蔽板下方抽出、过滤这样抽出的空气以去除辐射污染物以及在所述屏蔽板的上方排放所抽出的空气。此外,所述上部内部构件组件的提升固定装置的一个实施例包括将定位螺栓接合在容器的上部法兰中的设备,以便当屏蔽板被降低到所述反应堆容器上时对准所述屏蔽板。
在又一个实施例中,所述棒移动壳体在所述反应堆容器的上部法兰的上方延伸,所述屏蔽板以顶帽配置形成以在所述棒移动壳体上方横跨反应堆容器开口,并具有被支撑在所述反应堆容器的上部法兰上的径向向外延伸的边缘。
另外,优选地,所述上部内部构件组件的提升固定装置包括内径大于所述屏蔽板外径的屏蔽筒、直径小于所述屏蔽板外径并位于上端部中的变窄开口、以及大体上等于或者大于所述上部内部构件组件的长度。期望地,所述屏蔽筒可滑动地定位在所述屏蔽板上,所述起吊装置的外径小于所述屏蔽筒的上端部中的变窄开口。
本发明还提出了从核反应堆中移除上部内部构件组件的方法,所述核反应堆具有带有上部法兰的反应堆容器,所述上部法兰环绕所述反应堆容器内的开口,所述开口通过封闭顶盖上的配套法兰密封。所述反应堆容器包围安置在反应堆堆芯中的多个燃料组件上方的所述上部内部构件组件。所述上部内部构件组件包括多个棒移动壳体,其中控制棒组件驱动棒容置于所述棒移动壳体中,并且所述驱动棒沿着竖直路径穿过所述棒移动壳体移动。所述方法包括从反应堆容器上移除所述封闭顶盖的步骤。所述方法接着将屏蔽板降低到所述反应堆容器的开口上方,所述屏蔽板具有一定的尺寸以当所述屏蔽板被支撑在所述反应堆容器的上部法兰上时覆盖所述开口,所述屏蔽板由减少在覆盖所述反应堆容器开口的所述屏蔽板的上方工作的工人的辐射暴露的材料形成。所述屏蔽板包括在它的上表面上方延伸的一体式起吊装置。所述方法接着将所述屏蔽板附接至所述上部内部构件组件,并提升所述屏蔽板以将所述上部内部构件组件移出至所述反应堆的外部。
在一个实施例中,所述屏蔽板包括用于接近所述控制棒组件的驱动棒的开口;接近开口包括驱动棒锁定工具,所述驱动棒锁定工具沿着穿过所述开口并进入到所述棒移动壳体中的大体上竖直的移动路径可往复地移动,以连接到所述驱动棒并且从对应的控制棒组件上分离所述驱动棒。本方法还包括如下步骤:将所述驱动棒锁定工具至少附接至一个驱动棒;将所述驱动棒从对应的控制棒组件上分离;以及提升所述驱动棒锁定工具从而在所述棒移动壳体中提升所述驱动棒。优选地,在提升所述屏蔽板的步骤之前,所述方法包括将屏蔽筒降低至所述屏蔽板上方并围绕所述上部内部构件组件的步骤。期望地,当所述屏蔽筒完全地降低至所述上部内部构件组件的周围时,所述屏蔽筒由所述屏蔽板支撑。
在又一个实施例中,所述方法包括在所述屏蔽筒中维持负压的步骤。优选地,在所述屏蔽筒内维持负压的步骤包括:从所述屏蔽筒中排出空气并在所排出的空气被排放至所述屏蔽筒外部之前过滤所排出的空气。
附图说明
当结合附图理解时,能够从优选的实施例的以下描述中获得对本发明的进一步理解,附图中:
图1为能够应用下文所描述的实施例的常规的核反应堆系统的简化示意图;
图2为能够应用下文所描述的实施例的核反应堆容器和内部构件的局部剖视图;
图3示出了小型模块化反应堆系统的局部剖切的透视图;
图4为图3所示的反应堆容器的放大视图;
图5为图4所示的反应堆容器的示意性的剖视图,其中蒸汽发生器被移除并且反应堆冷却剂水平降低到封闭法兰水平;
图6为图5所示的反应堆容器的示意性的剖视图,其中起吊装置和屏蔽板作为一个整体组件附接到上部内部构件的贯通法兰;
图7为图6所示的反应堆的示意性的剖视图,其中本发明的分离工具被降低直到其与控制棒接合;
图8为图7所示的反应堆的示意性的剖视图,示出了根据下文所描述的一个实施例所述分离工具从棒束控制组件上分离所述驱动棒;
图9为图8所示的反应堆的示意性的剖视图,其中屏蔽筒降低到整体式屏蔽板起吊装置组件上方;
图10为图9所示的反应堆的示意性的剖视图,其中内部构件组件从所述反应堆容器提升;以及
图11为局部剖切的透视图,示出了本发明的完整的上部内部构件组件提升固定装置与反应堆上部内部构件相接合。
具体实施方式
图3和4示出了可由位于宾夕法尼亚州凯瑞贝尔镇的西屋电气有限公司提供的可应用本发明的小型模块化反应堆设计,不过应理解,本发明还可应用在诸如图1和2所示的常规的压水反应堆上。图3示出了反应堆外壳11的局部剖开的透视图,以示出压力容器10和它的内部部件。图4为图3中所示的压力容器的放大视图。尽管未在图1中示出,增压器58对于大多数压水反应堆设计而言是通用的,并通常包括在一个环路中以保持系统的压力。在图3和4所示的小型模块化反应堆设计中,增压器58被集成至反应堆容器顶盖12的上部部分中并且不需要单独的部件。应当可以理解的是,相同的附图标记用于多个附图中的对应的部件。热柱立管60将一次冷却剂从堆芯14引导至环绕热柱立管60的蒸汽发生器18中。多个冷却泵16在接近上部内部构件26的上端部的高度处围绕反应堆容器10周向间隔开。反应堆冷却剂泵16为水平安装的轴流屏蔽电机泵。反应堆堆芯14和上部内部构件26除了它们的尺寸之外与前述根据图1和2所示的对应的部件大体上相同。从之前的描述中可以理解的是,采用向容器法兰64的区域上方的反应堆井注水并将燃料组件在水下借助延伸穿过外壳11的转移通道62转移至乏燃料池的传统更换燃料方法对于这种类型的外壳和紧凑设计可能是不实用的。对图3和4所示的小型模块化反应堆的操作的进一步的了解可在申请日为2012年6月13日、发明名称为“压水反应堆的紧凑式蒸汽发生器”的美国专利申请No.13/495050中获得。
本发明提供了一种当上部内部构件组件26从反应堆容器10中移出时对上部内部构件组件26进行屏蔽和通风的设备,该设备与用于移除上部内部构件组件的起吊装置成一体。本发明还提供了一种更换压水反应堆燃料所需的、用于操作人员从棒束控制组件72上分离驱动棒50的方式。然而,如图5所示,在所述上部内部构件组件可被接近之前,反应堆顶盖12必须被移除并且反应堆容器10中的冷却剂水位96必须降低至反应堆法兰64的水平。一旦所述顶盖被移除并且所述冷却剂水位降低,固定装置就可被定位以将所述上部内部构件组件26提升至所述反应堆容器之外。
用于此目的的本发明的提升固定装置76的一个实施例在图6-11中示出并包括加厚的屏蔽板78,其在移除所述上部内部构件之前布置在开口反应堆容器的上方。加厚的屏蔽板提供了辐射屏蔽以及通向可在棒移动壳体80内往复移动的控制棒驱动棒50的入口。穿过屏蔽板78的对准的开口82提供了通向驱动棒的入口。提供了将所述屏蔽板78附接至上部内部构件组件的方式以使得所述上部内部构件组件与所述屏蔽板一起提升。在图6-8所示的实施例中,所述屏蔽板78附接至悬挂有所述上部内部构件的中间贯通法兰66。所述中间贯通法兰66在申请日为2012年4月27日、发明名称为“用于压水反应堆的测量设备和控制贯通法兰”的共同未决系列申请No.13/457683中有更全面的描述。
管状贯通部84延伸穿过具有圆锥形引导件85的屏蔽板78中的开口82,所述引导件分别接合所述控制棒驱动组件的一个棒移动壳体80。尽管所述引导件描述为圆锥形,但应当可以理解的是它们还可为阶梯状配置或者为能够在所述棒移动壳体80上引导所述管状贯通部84的任何几何形状。与所述屏蔽板78集成的起吊装置86设计为在更换燃料期间从所述反应堆容器10中提升所述上部内部构件26和驱动棒组件50。提供了在所述屏蔽板78的管状贯通部84中分段的多个驱动棒锁定工具88。升降装置90与所述起吊装置86集成在一起,并在驱动棒50与所述棒束控制组件72分离之后,用于利用首先通过升降装置90降低而与驱动棒50的上端部联接的锁定工具88来升高所述驱动棒组件50。固定夹92将驱动棒锁定工具88保持在贯通管84中的期望位置。通风系统94(仅在图11中示出)还与所述提升固定装置76集成在一起并设置为保持所述上部内部构件的过滤通风,因为它们变干并降低了空气污染的可能性。还提供了接合所述容器中的对齐螺柱的方式,从而当上部内部构件提升固定装置组件76被降低到所述反应堆容器上时对准所述上部内部构件提升固定装置组件76。
在更换燃料期间,所述上部内部构件26被移除以接近燃料。在所述内部构件可被移除之前,所述反应堆被减压,并通过移除将反应堆顶盖法兰68锚固至贯通法兰66和反应堆容器法兰64上的螺栓74而移除反应堆封闭顶盖(或在许多小型模块化反应堆设计的情况下,移除蒸汽发生器和增压器)。这一点上,在传统的压水反应堆的更换燃料中,更换燃料腔注水并且所述驱动棒从所述棒束控制组件分离并从所述上部内部构件移除。
具有整体式压水反应堆和紧凑式外壳的小型模块化反应堆可能需要在没有被注水的更换燃料腔的屏蔽好处的情况下将所述驱动棒从所述棒束控制组件分离。本发明允许在操作人员在被屏蔽于所述反应堆内部构件的活性部件的同时分离所述驱动棒。随后,本发明使得能够利用集成的起吊装置在移除所述上部内部构件的同时确保在提升期间所述活性部件被屏蔽。
图5-10示出了在反应堆拆卸期间本发明是如何使用的。而在反应堆的组装期间则使用了相反的工艺。
图5示出了整体式反应堆,其中蒸汽发生器被移除并且反应堆冷却剂水位96低于反应堆容器闭合法兰64的高度。在这一设计中,控制棒驱动机构50的所述棒移动壳体80延伸到水位上方。如图所示,控制棒束组件72被完全地插入至反应堆堆芯的燃料组件22中。
图6示出了起吊装置86和屏蔽板78(作为一整体组件)附接至所述上部内部构件26的所述贯通法兰66上。尽管所述起吊装置86和所述屏蔽板78作为一个整体单元描述,但是应当可以理解的是他们还可构造成单独的部件并在它们的接口处通过任何适合的附接方式(例如螺栓或者焊接)而形成一个单元。所述屏蔽板78设置为顶帽设计,具有上部平坦表面98、竖直腿100和边缘或法兰102,所述平坦表面在所述棒移动壳体上方横跨反应堆中的开口,边缘或法兰102径向向外延伸,放置在所述贯通法兰上并与所述贯通法兰66附接。所述顶帽设计能使所述屏蔽板78适应所述棒移动壳体80的高度,但是应当可以理解的是,对于所述棒移动壳体不在所述屏蔽板和所述上部内部构件之间的连接点的上方延伸的反应堆内部构件设计而言,所述屏蔽板78还可呈大致平面设计而不是顶帽设计。在所述起吊装置86上的提升腿104延伸穿过贯通法兰66中的螺柱间隙孔,并利用诸如带螺纹的颈圈、连结销或者C形夹子的合适紧固件固定到贯通法兰。所述屏蔽板78中的开口82和所述管状贯通部84使得能够接近用于从棒束驱动组件72上分离驱动棒的驱动棒驱动轴。在存放和处理期间,这些相同的贯通部将所述联接工具88支撑在整体式提升固定装置组件76中。所述屏蔽板78、管状贯通部84和分离工具88提供了当设备操作人员站在所述屏蔽板上时其工作所要求的期望屏蔽。
图7示出了所述分离工具88降低直到它接合所述驱动棒50。图8示出了所述分离工具88利用已在压水反应堆的操作机群中所使用的方法将驱动棒50从棒束控制组件72上分离。一旦驱动棒50从棒束控制组件72上分离,所述驱动棒50就使用升降装置90提升并利用固定夹92固定到支撑所述分离工具的管状贯通部84。所述驱动棒50将在更换燃料活动的剩余部分期间保持固定在这个位置。所述棒束控制组件保持在所述燃料组件中并与燃料一起移动。
屏蔽筒106接着降低到整体式屏蔽板起吊装置组件76上(图9所示)。这个屏蔽筒可由支撑所述反应堆自身的外壳构造内的结构支撑,或者它可由倚靠在所述屏蔽板法兰102上的它的向内延伸的上部法兰108支撑。所述屏蔽筒106的设计使得它完全地适配在所述上部内部构件组件26和整体式起吊装置86周围,并且如图10所示还具有足够的长度以当所述屏蔽筒的向内延伸的向上法兰108放置在所述屏蔽板法兰102上时完全覆盖所述上部内部构件26的长度。如图10所示,当屏蔽板法兰102接合所述屏蔽筒法兰108时,在所述屏蔽筒106的顶部处从向内延伸的法兰108形成的变窄开口允许所述上部内部构件和所述屏蔽筒都能够从反应堆容器提升。在所述提升固定装置76接合所述屏蔽筒106以及所述上部内部构件26已经从所述反应堆容器中去除之后,整个组件就被移动至它的更换燃料存放位置。当所述上部内部构件26被提升时,所述内部构件的活性结构将破出水面96,并且当所述部件开始变干时就可能产生空气辐射污染。所述整体式通风过滤系统94确保任何空气污染物通过维持负压(即所述屏蔽筒106内的压力低于所述屏蔽筒外部的压力)而被保持在所述屏蔽筒中,或者在所述过滤系统中被捕获。图11提供了捕获在屏蔽筒106中并由屏蔽板78所支撑的所述上部内部构件26的三维透视图。
虽然本发明描述为被应用于小型模块化反应堆设计,但应当可以理解的是,它还能用在常规压水反应堆的更换燃料中以及其他兼容的反应堆设计中。常规反应堆设计的干式更换燃料或者在更换燃料期间降低所要求的注水量,将在常规核电厂更换燃料停机的关键路径上节省时间和费用。
虽然已经对本发明的具体实施例进行了详细的描述,但本领域的技术人员可以理解的是,能在所披露的内容的整体教导下研发对于这些细节的各种变型以及替换。因此,所披露的具体实施例仅是说明性的而不限制本发明的范围,本发明的范围由所述附加的权利要求的所有范围以及它任意一个和全部等同物所给出。
Claims (15)
1.一种上部内部构件组件的提升固定装置(76),用于更换反应堆燃料,所述反应堆具有反应堆容器,所述反应堆容器带有环绕反应堆容器(10)中的开口的上部法兰(64),所述开口通过封闭顶盖(12)上的配套法兰密封,所述反应堆容器包围所述上部内部构件组件(26),所述上部内部构件组件安置在反应堆堆芯(14)内的多个燃料组件(22)的上方,所述上部内部构件组件包括控制棒组件驱动棒移动壳体(80),其中控制棒组件的驱动棒(50)容置于所述控制棒组件驱动棒移动壳体中,并且驱动棒沿着竖直路径穿过所述控制棒组件驱动棒移动壳体移动,所述上部内部构件组件的提升固定装置包括:
屏蔽板(78),所述屏蔽板具有一定的尺寸以便当所述屏蔽板被支撑在反应堆容器的上部法兰(64、66)上时覆盖所述反应堆容器(10)的开口,所述屏蔽板由减少在覆盖所述反应堆容器的开口的屏蔽板的上方工作的工人的辐射暴露的材料形成;
起吊装置(86),所述起吊装置与所述屏蔽板(78)一体形成并在所述屏蔽板(78)上方延伸;以及
用于将所述屏蔽板附接至所述上部内部构件组件(26)的设备。
2.根据权利要求1所述的上部内部构件组件的提升固定装置(76),其中所述屏蔽板(78)包括用于接近所述控制棒组件驱动棒的开口(82)。
3.根据权利要求2所述的上部内部构件组件的提升固定装置(76),其中用于接近所述控制棒组件的驱动棒(50)的开口(82)各自包括穿过所述屏蔽板(78)的、与所述上部内部构件组件(26)中的所述棒移动壳体(80)对准并匹配的管状贯通部(84)。
4.根据权利要求3所述的上部内部构件组件的提升固定装置(76),其中多个管状贯通部(84)包括在所述管状贯通部(84)内往复移动的驱动棒锁定工具(88),并且该驱动棒锁定工具设置为与一个或多个所述驱动棒(50)联接并且将各自的驱动棒与对应的控制棒组件(72)分离。
5.根据权利要求4所述的上部内部构件组件的提升固定装置(76),包括升降装置(90),所述升降装置设置为用于升降所述驱动棒锁定工具(88),其中所述升降装置是所述提升固定装置(76)的整体部分并且具有足够的动力作用于驱动棒,以将所述驱动棒从所述控制棒组件(72)上分离以及将所述驱动棒附接至所述驱动棒锁定工具上。
6.根据权利要求1所述的上部内部构件组件的提升固定装置(76),其中所述屏蔽板(78)包括通风过滤系统(94),所述通风过滤系统设置为将空气从所述屏蔽板下方抽出、过滤被这样抽出的空气以去除辐射污染物并且在所述屏蔽板的上方排放所抽出的空气。
7.根据权利要求1所述的上部内部构件组件的提升固定装置(76),其中所述棒移动壳体(80)延伸到所述上部法兰(66)的上方,所述屏蔽板(78)以顶帽结构形成而在所述棒移动壳体上方横跨反应堆容器开口,并且具有被支撑在所述反应堆容器(10)的上部法兰上的、径向向外延伸的边缘(102)。
8.根据权利要求1所述的上部内部构件组件的提升固定装置(76),包括内径大于所述屏蔽板(78)的外径的屏蔽筒(106)、直径小于所述屏蔽板的外径并位于上端部内的变窄开口(108),提升固定装置的长度大体上大于或者等于所述上部内部构件组件(26)。
9.根据权利要求89所述的上部内部构件组件的提升固定装置(76),其中所述屏蔽筒(106)能够滑动地定位在所述屏蔽板(78)的上方。
10.根据权利要求9所述的上部内部构件组件的提升固定装置(76),其中所述起吊装置(86)的外径小于所述屏蔽筒(106)的上端部内的变窄开口(108)。
11.根据权利要求1所述的上部内部构件组件的提升固定装置(76),包括屏蔽筒(106),所述屏蔽筒的内径大于所述屏蔽板(78)的外径,所述屏蔽板具有延伸的唇缘(102),所述唇缘在所述上部内部构件组件(26)的提升期间与所述屏蔽筒(106)中的变窄开口(108)接合。
12.一种从核反应堆移除上部内部构件组件(26)的方法,所述核反应堆具有反应堆容器(10),该反应堆容器(10)具有环绕反应堆容器开口的上部法兰(64、66),所述开口通过封闭顶盖(12)上的配套法兰密封,所述反应堆容器包围所述上部内部构件组件,所述上部内部构件组件安置在反应堆的堆芯(14)内的多个燃料组件(22)的上方,所述上部内部构件组件包括多个棒移动壳体(80),控制棒组件的驱动棒(50)容置于所述棒移动壳体中,并且所述驱动棒沿着竖直路径穿过所述棒移动壳体移动,所述方法包括如下步骤:
从所述反应堆容器(10)移除所述封闭顶盖(12);
将屏蔽板(78)降低到所述反应堆容器(10)的开口上方,所述屏蔽板具有一定的尺寸以便当所述屏蔽板被支撑在所述反应堆容器的上部法兰(64、66)上时覆盖所述开口,所述屏蔽板由减少在覆盖所述反应堆容器开口的所述屏蔽板的上方工作的工人的辐射暴露的材料形成,所述屏蔽板包括在它的上表面上方延伸的一体式起吊装置(86);
将所述屏蔽板(78)附接至所述上部内部构件组件(26);以及
提升所述屏蔽板(78)以将所述上部内部构件组件(26)移出至所述反应堆(10)之外。
13.根据权利要求12所述的方法,其中所述屏蔽板(78)包括用于接近所述控制棒组件的驱动棒(50)的开口(82);接近开口包括驱动棒锁定工具(88),所述驱动棒锁定工具沿着穿过所述开口并进入到所述棒移动壳体(80)中的大体上竖直移动路径能够往复移动,以连接到所述驱动棒和将所述驱动棒从对应的控制棒组件(72)分离,所述方法包括如下步骤:
将所述驱动棒锁定工具(88)附接至至少一个驱动棒(50)上;
从对应的控制棒组件(72)分离所述驱动棒(50);以及
提升所述驱动棒锁定工具(88)以提升在所述棒移动壳体(80)中的所述驱动棒(50)。
14.根据权利要求13所述的方法,其中在提升所述屏蔽板(78)的步骤之前,所述方法包括如下步骤:将屏蔽筒(106)降低到所述屏蔽板上方并围绕所述上部内部构件组件(26),并且当所述屏蔽筒完全地降低到所述上部内部构件组件(26)的周围时由所述屏蔽板(78)支撑所述屏蔽筒(106)。
15.根据权利要求14所述的方法,包括在所述屏蔽筒(106)中维持负压的步骤,在所述屏蔽筒中维持负压的步骤包括:排出所述屏蔽筒中的空气并在空气被排放至所述屏蔽筒外部之前过滤所排出的空气。
Applications Claiming Priority (3)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US13/741,737 US9318227B2 (en) | 2013-01-15 | 2013-01-15 | Apparatus and method for removing the upper internals from a nuclear reactor pressurized vessel |
US13/741,737 | 2013-01-15 | ||
PCT/US2013/075565 WO2014143270A2 (en) | 2013-01-15 | 2013-12-17 | Apparatus and method for removing the upper internals from a nuclear reactor pressurized vessel |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN104919534A true CN104919534A (zh) | 2015-09-16 |
CN104919534B CN104919534B (zh) | 2017-03-22 |
Family
ID=51165137
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN201380070341.XA Active CN104919534B (zh) | 2013-01-15 | 2013-12-17 | 用于从核反应堆加压容器移除上部内部构件的装置和方法 |
Country Status (6)
Country | Link |
---|---|
US (2) | US9318227B2 (zh) |
EP (1) | EP2946390B1 (zh) |
JP (1) | JP6241984B2 (zh) |
KR (1) | KR102181790B1 (zh) |
CN (1) | CN104919534B (zh) |
WO (1) | WO2014143270A2 (zh) |
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN107134300A (zh) * | 2017-05-03 | 2017-09-05 | 中国核动力研究设计院 | 一种用于压水堆压力容器顶盖组件的起吊装置 |
CN109390062A (zh) * | 2017-08-03 | 2019-02-26 | 韩国电力技术株式会社 | 用于核燃料处理的模块化下移动系统以及使用其补给核燃料的方法 |
CN109573807A (zh) * | 2018-12-06 | 2019-04-05 | 中国船舶重工集团公司第七〇九研究所 | 海洋核动力平台的压力容器换料用顶盖吊具及其吊装方法 |
CN113871041A (zh) * | 2021-09-26 | 2021-12-31 | 中国原子能科学研究院 | 控制棒组件的安装方法、取出方法以及更换方法 |
Families Citing this family (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US10854345B2 (en) | 2012-03-02 | 2020-12-01 | Nuscale Power, Llc | Servicing a nuclear reactor module |
WO2013130105A1 (en) * | 2012-03-02 | 2013-09-06 | Nuscale Power, Llc | Servicing a nuclear reactor module |
US20170072344A1 (en) * | 2015-09-10 | 2017-03-16 | 19346124 Ontario Inc. | Methods and systems for dewatering solid particles in a contaminated liquid mixture |
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 |
WO2023283040A1 (en) * | 2021-07-06 | 2023-01-12 | Wisconsin Alumni Research Foundation | High temperature reactor with reduced silo height |
Citations (10)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN86101773A (zh) * | 1985-03-22 | 1986-09-17 | 西屋电气公司 | 核反应堆 |
CN86108402A (zh) * | 1985-12-13 | 1987-07-01 | 法玛通联合股票公司 | 核反应堆的探测器导向管装置 |
US4830814A (en) * | 1987-06-29 | 1989-05-16 | Westinghouse Electric Corp. | Integrated head package for a nuclear reactor |
US5057270A (en) * | 1988-08-25 | 1991-10-15 | Framatome | Instrumentation arrangement for a pressurized water nuclear reactor |
US5225150A (en) * | 1992-06-23 | 1993-07-06 | Westinghouse Electric Corp. | Integrated head package for top mounted nuclear instrumentation |
US5412700A (en) * | 1992-02-24 | 1995-05-02 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Reactor refueling containment system |
US20040101084A1 (en) * | 2001-08-02 | 2004-05-27 | Advent Engineering Services, Inc. | Integrated head assembly for a nuclear reactor |
CN201378439Y (zh) * | 2009-03-02 | 2010-01-06 | 中国核电工程有限公司 | 新燃料升降机 |
CN102656642A (zh) * | 2010-03-12 | 2012-09-05 | 巴布科克和威尔科克斯核作业集团股份有限公司 | 核反应堆的控制棒驱动机构 |
CN102822902A (zh) * | 2010-09-27 | 2012-12-12 | 巴布科克和威尔科克斯核能股份有限公司 | 带有一体的蒸汽发生器的紧凑型核反应堆 |
Family Cites Families (18)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE2308131B2 (de) * | 1973-02-19 | 1979-02-08 | Fried. Krupp Gmbh, 4300 Essen | Greifvorrichtung einer Hubeinrichtung, insbesondere in einem Kernreaktor zum Absetzen und Aufnehmen von Brennelementen und Stäben |
DE2756370A1 (de) * | 1977-12-17 | 1979-06-21 | Noell Gmbh | Kombinierter greifer in einem kernreaktor |
JPS5554495A (en) * | 1978-10-17 | 1980-04-21 | Tokyo Shibaura Electric Co | Reactor fuel exchanging device |
IL65686A (en) * | 1981-06-03 | 1985-07-31 | Westinghouse Electric Corp | Integrated head package for a standard-type nuclear reactor |
JPS5885193A (ja) * | 1981-11-16 | 1983-05-21 | 株式会社東芝 | 高速増殖炉の原子炉機器取扱装置 |
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 |
JPS61107198A (ja) * | 1984-10-31 | 1986-05-26 | 三菱重工業株式会社 | 原子炉の空気処理装置 |
US4778645A (en) * | 1985-12-09 | 1988-10-18 | Westinghouse Electric Corp. | Pressurized water reactor having disconnectable two-piece drive rod assemblies, and related methods of assembly and maintenance operations |
JPS62226098A (ja) * | 1986-03-28 | 1987-10-05 | 株式会社東芝 | 使用済燃料貯蔵設備 |
US5483561A (en) | 1994-09-22 | 1996-01-09 | Bystrak; Richard | Reactor core inspection probe |
JP3435270B2 (ja) * | 1995-11-28 | 2003-08-11 | 株式会社日立製作所 | 原子炉圧力容器の搬入方法 |
JPH10111385A (ja) * | 1996-10-03 | 1998-04-28 | Hitachi Ltd | 原子炉圧力容器内機器の取扱方法 |
JP3875374B2 (ja) * | 1997-10-03 | 2007-01-31 | 株式会社東芝 | 高速増殖炉およびその炉心上部機構の引抜装置 |
JP3663924B2 (ja) * | 1998-07-28 | 2005-06-22 | 株式会社日立製作所 | 原子炉の炉内構造物の取扱い方法及びその方法に用いる装置 |
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 |
US9659674B2 (en) * | 2012-04-27 | 2017-05-23 | Westinghouse Electric Company Llc | Instrumentation and control penetration flange for pressurized water reactor |
US10014083B2 (en) * | 2012-05-02 | 2018-07-03 | Westinghouse Electric Company Llc | Method of refueling a nuclear reactor |
US9206978B2 (en) * | 2012-06-13 | 2015-12-08 | Westinghouse Electric Company Llc | Pressurized water reactor compact steam generator |
-
2013
- 2013-01-15 US US13/741,737 patent/US9318227B2/en active Active
- 2013-12-17 WO PCT/US2013/075565 patent/WO2014143270A2/en active Application Filing
- 2013-12-17 JP JP2015552642A patent/JP6241984B2/ja active Active
- 2013-12-17 CN CN201380070341.XA patent/CN104919534B/zh active Active
- 2013-12-17 KR KR1020157021875A patent/KR102181790B1/ko active IP Right Grant
- 2013-12-17 EP EP13877988.9A patent/EP2946390B1/en active Active
-
2016
- 2016-03-10 US US15/066,230 patent/US10102935B2/en active Active
Patent Citations (10)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN86101773A (zh) * | 1985-03-22 | 1986-09-17 | 西屋电气公司 | 核反应堆 |
CN86108402A (zh) * | 1985-12-13 | 1987-07-01 | 法玛通联合股票公司 | 核反应堆的探测器导向管装置 |
US4830814A (en) * | 1987-06-29 | 1989-05-16 | Westinghouse Electric Corp. | Integrated head package for a nuclear reactor |
US5057270A (en) * | 1988-08-25 | 1991-10-15 | Framatome | Instrumentation arrangement for a pressurized water nuclear reactor |
US5412700A (en) * | 1992-02-24 | 1995-05-02 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Reactor refueling containment system |
US5225150A (en) * | 1992-06-23 | 1993-07-06 | Westinghouse Electric Corp. | Integrated head package for top mounted nuclear instrumentation |
US20040101084A1 (en) * | 2001-08-02 | 2004-05-27 | Advent Engineering Services, Inc. | Integrated head assembly for a nuclear reactor |
CN201378439Y (zh) * | 2009-03-02 | 2010-01-06 | 中国核电工程有限公司 | 新燃料升降机 |
CN102656642A (zh) * | 2010-03-12 | 2012-09-05 | 巴布科克和威尔科克斯核作业集团股份有限公司 | 核反应堆的控制棒驱动机构 |
CN102822902A (zh) * | 2010-09-27 | 2012-12-12 | 巴布科克和威尔科克斯核能股份有限公司 | 带有一体的蒸汽发生器的紧凑型核反应堆 |
Cited By (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN107134300A (zh) * | 2017-05-03 | 2017-09-05 | 中国核动力研究设计院 | 一种用于压水堆压力容器顶盖组件的起吊装置 |
CN107134300B (zh) * | 2017-05-03 | 2019-04-30 | 中国核动力研究设计院 | 一种用于压水堆压力容器顶盖组件的起吊装置 |
CN109390062A (zh) * | 2017-08-03 | 2019-02-26 | 韩国电力技术株式会社 | 用于核燃料处理的模块化下移动系统以及使用其补给核燃料的方法 |
CN109573807A (zh) * | 2018-12-06 | 2019-04-05 | 中国船舶重工集团公司第七〇九研究所 | 海洋核动力平台的压力容器换料用顶盖吊具及其吊装方法 |
CN109573807B (zh) * | 2018-12-06 | 2020-05-05 | 中国船舶重工集团公司第七一九研究所 | 海洋核动力平台的压力容器换料用顶盖吊具及其吊装方法 |
CN113871041A (zh) * | 2021-09-26 | 2021-12-31 | 中国原子能科学研究院 | 控制棒组件的安装方法、取出方法以及更换方法 |
CN113871041B (zh) * | 2021-09-26 | 2024-05-10 | 中国原子能科学研究院 | 控制棒组件的安装方法、取出方法以及更换方法 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
EP2946390A4 (en) | 2016-08-24 |
EP2946390B1 (en) | 2018-10-24 |
CN104919534B (zh) | 2017-03-22 |
JP6241984B2 (ja) | 2017-12-06 |
US20160203882A1 (en) | 2016-07-14 |
US9318227B2 (en) | 2016-04-19 |
US10102935B2 (en) | 2018-10-16 |
WO2014143270A3 (en) | 2014-12-24 |
US20140198890A1 (en) | 2014-07-17 |
JP2016503179A (ja) | 2016-02-01 |
KR20150107820A (ko) | 2015-09-23 |
EP2946390A2 (en) | 2015-11-25 |
KR102181790B1 (ko) | 2020-11-24 |
WO2014143270A2 (en) | 2014-09-18 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN104919534A (zh) | 用于从核反应堆加压容器移除上部内部构件的装置和方法 | |
CA2744945C (en) | Upper internals arrangement for a pressurized water reactor | |
JP6334562B2 (ja) | 計装ケーブル貫通フランジを有する原子炉およびその燃料交換方法 | |
KR20140025482A (ko) | 압력과 흐름 제어를 모두 제공하는 상부 용기 섹션을 구비한 가압 경수로 | |
CN104919535A (zh) | 用于核部件的带屏蔽迁移的方法和装置 | |
US20130294565A1 (en) | Method of refueling a nuclear reactor | |
JP2016503902A (ja) | 原子炉の炉心を冷却するための受動的システム | |
US20050204535A1 (en) | Reactor water isolation devices | |
KR102367661B1 (ko) | 가압수형 원자로의 노심에서 노심내 계측장치를 회수하는 방법 | |
US9748005B2 (en) | Apparatus and method to inspect nuclear reactor components in the core annulus, core spray and feedwater sparger regions in a nuclear reactor | |
EP2839474B1 (en) | Riser cone apparatus to provide compliance between reactor components and minimize reactor coolant bipass flow | |
US10090071B2 (en) | Systems and methods for disposing of one or more radioactive components from nuclear reactors of nuclear plants | |
JPS60115895A (ja) | 原子炉容器 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
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 |