CN110114837B - 具有远程断开机构的控制棒驱动机构(crdm) - Google Patents

具有远程断开机构的控制棒驱动机构(crdm) Download PDF

Info

Publication number
CN110114837B
CN110114837B CN201780081285.8A CN201780081285A CN110114837B CN 110114837 B CN110114837 B CN 110114837B CN 201780081285 A CN201780081285 A CN 201780081285A CN 110114837 B CN110114837 B CN 110114837B
Authority
CN
China
Prior art keywords
drive
drive shaft
assembly
disconnect
magnet
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.)
Active
Application number
CN201780081285.8A
Other languages
English (en)
Other versions
CN110114837A (zh
Inventor
C·洛布沙伊德
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.)
Nuscale Power LLC
Original Assignee
Nuscale Power LLC
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 Nuscale Power LLC filed Critical Nuscale Power LLC
Publication of CN110114837A publication Critical patent/CN110114837A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN110114837B publication Critical patent/CN110114837B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00—Control of nuclear reaction
    • G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
    • G21C7/12—Means for moving control elements to desired position
    • G21C7/14—Mechanical drive arrangements
    • 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
    • G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
    • G21C9/02—Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency
    • 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
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00—Control of nuclear reaction
    • G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
    • G21C7/10—Construction of control elements
    • G21C7/117—Clusters of control rods; Spider construction
    • 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)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Driving Mechanisms And Operating Circuits Of Arc-Extinguishing High-Tension Switches (AREA)

Abstract

本发明涉及驱动组件，其包括由压力边界分开的围绕驱动轴的顶端部延伸的环形驱动磁体和围绕驱动磁体延伸的环形驱动线圈。闩锁组件联接到驱动磁体并且响应于驱动组件的致动而与驱动轴接合。驱动线圈还使驱动磁体和接合的闩锁组件旋转，以轴向地移动驱动轴。停用驱动线圈使闩锁组件与驱动轴脱离，通过重力将连接的控制棒组件下降到核燃料组件中。断开组件包括断开磁体，断开磁体联接到断开棒的顶端部，断开棒延伸穿过驱动轴。环形断开线圈围绕断开磁体延伸，由压力边界分开，以将断开磁体和断开棒保持在升高位置，从而将驱动轴与控制棒组件远程地断开或重新连接。

Description

具有远程断开机构的控制棒驱动机构(CRDM)
本申请要求2016年12月30日提交的名称为“CONTROL ROD DRIVE MECHANISM(CDRM)WITH REMOTE DISCONNECT MECHANISM(具有远程断开机构的控制棒驱动机构(CDRM))”的美国临时专利申请No.62/441,015的优先权，该申请的内容通过引用整体结合在本文中。
政府利益
本发明是在能源部授予的合同号DE-NE0000633的政府支持下完成的。政府对本发明享有一定的权利。
技术领域
本公开总体上涉及核反应器的控制棒驱动机构，其具有将驱动轴与控制棒组件远程地断开的特征。
背景技术
核反应器可以具有位于上部容纳容器(CNV)内的反应器压力容器(RPV)顶部上的控制棒驱动机构(CRDM)。在快速控制棒插入(SCRAM)期间，反应器压力容器内的CRDM部件可能需要通过重力操纵或释放驱动轴。CRDM可以通过压力容器边界上的电磁力远程地驱动。CRDM还可能需要从附接的控制棒组件(CRA)释放驱动轴。这允许RPV的上部部段和下部部段分开以进行再加燃料。CRA被释放并留在反应器芯部中以避免可能的反应性偏移。
附图说明
所包含的附图是用于说明目的，并且用于提供所公开的发明系统、设备、方法和计算机可读存储介质的可能结构和操作的示例。在不脱离所公开的实施方式的精神和范围的情况下，这些附图决不限制本领域技术人员可以做出的形式和细节上的任何改变。
图1示出了示例性核反应器模块的示意图。
图2是反应器压力容器的上部头部的透视侧剖视图，其中控制棒驱动机构(CRDM)位于容纳容器内。
图3是部分地插入到核燃料组件中的控制棒组件的透视图。
图4A和4B是示出反应器压力容器的拆卸的示意图。
图5是单铰链型控制棒驱动机构的侧视图。
图6是单铰链型控制棒驱动机构的平面图。
图7是图5中的控制棒驱动机构的侧剖视图。
图8是控制棒驱动机构内的单铰链闩锁组件的进一步放大的细节侧剖视图。
图9是驱动组件的横截面平面图。
图10是图8中的单铰链闩锁组件的横截面平面图。
图11A-11E示出了图5中的单铰链型控制棒驱动机构在不同操作状态下的侧剖视图。
图12是双铰链型控制棒驱动机构的侧视图。
图13A和13B示出了图12的双铰链型控制棒驱动机构在不同操作状态下的侧剖视图。
图14是图12的控制棒驱动机构内的双铰链闩锁组件的放大侧剖视图。
图15是图14的双铰链闩锁组件的横截面平面图。
图16A-16G是示出了不同控制棒驱动机构(图5或图12)的操作状态的示意图，其中
图16A-16B示出了使用驱动机构接合并线性移动驱动轴的示例性过程。
图16C-16G示出了使用远程断开系统将驱动轴与控制棒组件脱离的示例性过程。
具体实施方式
控制棒驱动机构包括位于反应器压力容器的顶部上的驱动组件。驱动组件包括围绕驱动轴的顶端部延伸的环形驱动磁体和位于压力边界外侧的环形驱动线圈。压力边界内侧的闩锁组件联接到环形驱动磁体，并响应于驱动组件的致动而与驱动轴接合。驱动线圈还使驱动磁体和接合的闩锁组件旋转，以轴向地移动驱动轴。停用驱动线圈使闩锁组件与驱动轴脱离，通过重力将连接的控制棒组件下降到核燃料组件中。
控制棒驱动机构还可包括具有断开磁体的断开组件，断开磁体连接到延伸穿过驱动轴的断开棒的顶端部。压力边界外侧的环形断开线圈围绕断开磁体延伸，以将断开磁体和断开棒保持在升高位置，从而将驱动轴与控制棒组件远程地断开或重新连接。
图1示出了包括反应器压力容器52的示例性整体反应器模块5的横截面视图。示出的反应器芯部6位于反应器压力容器52的下部头部55附近。反应器芯部6可以位于护罩22中，护罩在反应器芯部的侧面周围围绕反应器芯部6。提升管部段24位于由蒸汽发生器30围绕的反应器芯部6上方。
当初级冷却剂28由于裂变事件而被反应器芯部6加热时，初级冷却剂28可以从护罩22被向上引导到位于反应器芯部6上方的环形部23中，并且离开提升管24。这可能导致额外的初级冷却剂28被吸入护罩22中以由反应器芯部6依次加热，这将更多的初级冷却剂28吸入护罩22中。从提升管24出来的初级冷却剂28可以被蒸汽发生器30冷却并被引向反应器压力容器52的外部，然后通过自然循环返回到反应器压力容器52的底部。
初级冷却剂28循环通过反应器芯部6以变成高温冷却剂TH，然后继续向上通过提升管部分24，在那里它被向下引导回环形部并被蒸汽发生器30冷却成为低温冷却剂TC。一个或多个控制棒驱动机构(CRDM)10可操作地联接到多个驱动轴20，这些驱动轴可构造成与位于反应器芯部6上方的多个控制棒组件80交接。
反应器压力容器挡板45可以构造成将初级冷却剂28引向反应器压力容器52的下端部55。反应器压力容器挡板45的表面可以与离开提升管部段24的初级冷却剂28直接接触并使其偏转。在一些示例中，反应器压力容器挡板45可以由不锈钢或其它材料制成。
反应器压力容器52的下端部55可包括椭圆形、圆顶形、凹形或半球形部分55A，其中椭圆形部分55A将初级冷却剂28引向反应器芯部6。椭圆形部分55A可以增加流速并促进初级冷却剂通过反应器芯6的自然循环。通过改变反应器压力容器挡板45的曲率半径以消除/最小化边界层分离和停滞区域，可以获得冷却剂流28的进一步优化。
反应器压力容器挡板45示出为位于提升管部段24的顶部和增压器区域40之间。增压器区域40示出为包括一个或多个加热器和喷嘴，喷嘴构造成在反应器压力容器52的上端部56或头部内控制压力或维持蒸汽圆顶。位于反应器压力容器挡板45下方的初级冷却剂28可包括相对过冷的冷却剂TSUB，而反应器压力容器52的上端部56中的增压器区域40中的初级冷却剂28可包括基本上饱和的冷却剂TSAT。
初级冷却剂28的液位示出为在反应器压力容器挡板45上方，并且在增压器区域40内，使得反应器压力容器挡板45与反应器压力容器52的下端部55之间的整个容积在反应器模块5的正常操作期间可以充满初级冷却剂28。
护罩22可以支撑一个或多个控制棒引导管94，其用于引导插入到反应器芯部6中或从反应器芯部6移除的控制棒组件80。在一些示例中，驱动轴20可以穿过反应器压力容器挡板45并穿过提升管部段24，以便控制所述控制棒组件80相对于反应器芯部6的位置。
反应器压力容器52可包括凸缘，下部头部55可通过该凸缘可移除地附接到反应器压力容器52的上部反应器容器本体60。在一些示例中，当下部头部55与上部反应器容器本体60分离时，例如在再加燃料操作期间，提升管部段24、挡板45和其它内部构件可保持在上部反应器容器本体60内，而反应器芯部6可以保持在下部头部55内。
另外，上部反应器容器本体60可以容纳在容纳容器70内。位于容纳容器70和反应器压力容器52之间的容纳区域74中的任何空气或其它气体可在反应器启动之前或期间被移除或排出。从容纳区域74排空或抽空的气体可包括不可冷凝的气体和/或可冷凝的气体。在紧急操作期间，蒸气和/或蒸汽可以从反应器压力容器52排放到容纳区域74中，或者可以将可忽略量的不可冷凝气体(例如氢气)排放或释放到容纳区域74中。
图2示出了反应器模块5和示例性控制棒驱动机构(CRDM)组件10的上部横截面视图。反应器模块5可包括容纳CRDM10的至少一部分的上部容纳容器76。多个驱动轴壳体77可位于上部容纳容器76内。与CRDM10相关联的多个驱动轴20可位于容纳在主容纳容器70中的反应器压力容器52中。驱动轴壳体77可构造成在反应器模块5的操作期间容纳驱动轴20的至少一部分。在一些示例中，基本上所有CRDM10可以容纳在主容纳容器70内。
上部容纳容器76可以可移除地附接到主容纳容器70。通过移除上部容纳容器76，可以减小反应器模块5的总体尺寸和/或体积，这可以影响峰值容纳压力和/或水位。除了降低反应器模块5的总高度之外，从主容纳容器70中移除上部容纳容器76可以进一步减小反应器模块5的重量和运输高度。在一些示例性反应器模块中，可以每英尺移除几吨重量，使得反应器模块5的总高度减小。
反应器压力容器52和/或主容纳容器70可包括一个或多个钢容器。另外，主容纳容器70可包括一个或多个凸缘，主容纳容器70的顶部头部或底部头部可通过该凸缘从容纳容器本体中移除，例如在再加燃料操作期间。
在再加燃料期间，反应器模块5可以从操作舱重新定位到再加燃料舱中，并且可以在反应器模块5上执行一系列拆卸步骤。操作舱可以通过水连接到再加燃料舱，使得反应器模块5在水下运输。主容纳容器70可以被拆卸，例如，顶部或底部头部可以与容纳容器本体分离，以便进入CRDM10和/或反应器压力容器52。在再加燃料阶段，反应器压力容器52可以保持完全浸没在再加燃料舱中的周围水中。在一些示例中，CRDM10的上部部分，例如多个驱动轴壳体77，可以位于水上方，以便于在干燥环境中接近CRDM10。在其它示例中，整个CRDM10可以浸没在再加燃料舱中的水池中。
CRDM10可以通过喷嘴78安装到反应器压力容器52的上部头部。当在再加燃料操作期间部分或完全拆卸主容纳容器70时，喷嘴78可以构造成支撑CRDM10。另外，CRDM10可以构造成支撑和/或控制反应器压力容器52内的驱动轴20的位置。
反应器压力容器52可包括基本上为胶囊形的容器。在一些示例中，反应器压力容器52的高度可为约20米。驱动轴20可以从位于反应器压力容器52的上部头部处的CRDM10延伸到反应器压力容器52的下部头部中，使得它们可以连接到插入反应器芯部6中的控制棒组件80(图1)。从反应器压力容器52的上部头部到反应器芯部6的距离小于反应器压力容器52的总高度，因此可导致驱动轴20的长度也约为20米长，或者在一些示例中，稍微小于反应器压力容器52的高度。
图3是控制棒组件80的透视图，该控制棒组件部分地保持在反应器芯部6中的核燃料组件90上方并部分地插入该核燃料组件中。如上所述，多个驱动轴20从棒驱动机构10向下延伸到反应器芯部6的顶部。控制棒组件80可包括圆柱形毂82，该毂附接到驱动轴20的底端部。臂84从圆柱形毂82径向向外延伸并且在远侧端部处附接到控制棒86的顶端部。
控制棒86延伸到核燃料组件90中，核燃料组件可替代地称为形成反应器芯部6的一部分的燃料束。核燃料组件90可包括支撑多个引导管94的顶部喷嘴92。引导管94从喷嘴92向下延伸并在核燃料棒(未示出)之间延伸。控制棒86控制核燃料棒中铀和钚的裂变率。
控制棒86通常由驱动轴20保持在核燃料组件90上方或者保持略微插入核燃料组件90中。反应器芯部6可能过热。启动核SCRAM操作，其中图1中的控制CRDM10释放驱动轴20，将控制棒86向下放入引导管94中并且放在核燃料棒之间。
图4A示出了示例性反应器压力容器52的横截面视图。CRDM10可以安装到反应器压力容器52的上部头部96并且构造成支撑多个驱动轴20，这些驱动轴穿过反应器压力容器52的上部反应器容器本体60的长度朝向位于反应器压力容器52的下部头部98中的反应器芯部6延伸。在一些示例中，下部头部98可以在凸缘100处例如通过多个螺栓可移除地附接到上部反应器容器本体60。
除了容纳多个核燃料棒之外，反应器芯部6可以构造成接收多个控制棒组件80，这些控制棒组件可以可移动地插入在燃料棒之间以控制反应器芯部6的功率输出。当反应器芯部6产生动力时，驱动轴20的下端部102可以连接到控制棒组件80。另外，CRDM10可以构造成通过在反应器压力容器52内向上或向下移动驱动轴20来控制反应器芯部6内的控制棒组件80的位置。
驱动轴20的上端部104可以容纳在位于反应器压力容器52的上部头部96上方的CRDM压力壳体77中，例如当控制棒组件80从反应器芯部6移除时。在一些示例中，CRDM压力壳体77可包括单个压力容器，该压力容器构造成容纳驱动轴20的上端部104。在其它示例中，CRDM压力壳体77可包括用于每个驱动轴20的单独壳体。
驱动轴20的下端部102示出为与控制棒组件80断开，例如可以与反应器芯部6的再加燃料操作相关联。在再加燃料操作的初始阶段期间，下部头部98可保持附接到上部反应器容器本体60，同时驱动轴20与控制棒组件80断开。反应器压力容器52可以保持与周围环境完全密封，在一些示例中，周围环境可以包括在再加燃料操作的初始阶段期间至少部分地围绕反应器压力容器52的水池。
CRDM10可以包括远程断开机构，通过该远程断开机构，驱动轴20可以与控制棒组件80断开，而无需打开或以其它方式拆卸反应器压力容器52。在一些示例中，反应器压力容器52可以形成围绕反应器芯部6、控制棒组件80和驱动轴20的下端部102的密封区域106。通过远程断开驱动轴20，当驱动轴20至少部分地收回到CRDM压力壳体77中时，控制棒组件80可保留在反应器芯部6内。
图4B示出了部分地拆卸的图4A的示例性反应器压力容器52。在再加燃料操作期间，下部头部98可以与反应器压力容器52的上部反应器容器本体60分离。在一些示例中，下部头部98可以在再加燃料站中保持静止，而上部反应器容器本体60由起重机提升并且从下部头部98移开以便于进入反应器芯部6。
驱动轴20示出为处于缩回或收回位置，使得下端部102可完全保持在上部反应器容器本体60和/或CRDM压力壳体77内。例如，CRDM10可以构造成将驱动轴20的下端部102升高到用于将上部反应器容器60与下部头部98的上部凸缘110安装在一起的下部凸缘108上方。将驱动轴20的下端部102收回到上部反应器容器本体60中可以在再加燃料操作期间在下部凸缘108和上部凸缘110之间提供额外的间隙，并且还可以防止驱动轴20接触外部物体或在上部反应器容器本体60的运输和/或存储期间受损。另外，当驱动轴20处于缩回或收回位置时，驱动轴20的上端部104可以类似地由CRDM压力壳体77容纳和/或保护。
如上所述，在一些或所有再加燃料操作期间，控制棒组件80可保持完全插入反应器芯部6中。在一些示例中，保持控制棒组件80在反应器芯部6内的插入可以由核调节和/或安全考虑决定。
单铰链型控制棒驱动机构
图5是单铰链型控制棒驱动机构88的侧视图，图6是单铰链型控制棒驱动机构88的平面图，其包括远程断开机构。参考图5和6，驱动轴壳体77在驱动轴20的顶端部上方并围绕闩锁机构138延伸。可选地，驱动轴壳体77被称为上部压力边界。
如上所述，驱动轴20通过喷嘴78进入图2中的反应器压力容器(RPV)52，喷嘴在顶部上连接到驱动轴壳体77的底端部。驱动轴20的底端部可拆卸地连接到控制棒组件80，如下面更详细地示出的。
控制棒驱动机构88包括驱动组件122，该驱动组件升高和降低驱动轴20和附接的控制棒组件80。控制棒驱动机构88还包括断开组件120，该断开组件将驱动轴20与控制棒组件80断开。驱动组件122和断开组件120都可以通过电控制信号从RPV52的外部远程启用和控制。
图7是控制棒驱动机构88的侧剖视图，图8是用于控制棒驱动机构88的单铰链闩锁组件138的更详细剖视图。参见图7和8，通孔158设置在驱动轴壳体77和喷嘴78中。螺栓(未示出)可以插入孔158中，以将驱动轴壳体77连接到喷嘴78，喷嘴78从RPV52的上部头部向上延伸，如上面图2所示。
断开棒132延伸通过驱动轴20的整个长度，并且圆柱形断开磁体134附接到断开棒132的顶端部。断开磁体134向上延伸到驱动轴壳体77中，并且环形断开线圈136围绕驱动轴壳体77和断开磁体134延伸。当启用时，断开线圈136可将断开磁体134保持在升高位置，从而允许断开棒132在驱动轴20内竖直向上缩回。
驱动轴20的上端部包括带螺纹的外表面140。在一个示例中，螺纹140可包括型螺纹，用于线性移动驱动轴20。当然，也可以使用任何其它类型的螺纹或传动装置。驱动轴20从断开磁体134下方延伸，穿过驱动轴壳体77和喷嘴78，并进入RPV52的上部头部(图1)。驱动轴20进一步延伸通过RPV52的长度，并且底端部包括连接到控制棒组件80的抓紧部(grapple)126。断开磁体134和断开线圈136包围断开组件120。
驱动线圈128的环形布置可以围绕驱动轴壳体77的外侧延伸，并且驱动轴壳体77内部的驱动磁体130的环形布置可以围绕驱动轴20延伸。连续启用驱动线圈128可以提升驱动磁体130。图8中的交替驱动线圈128的交替启用还可使驱动磁体130围绕驱动轴20的中心轴线156旋转。驱动线圈128、驱动磁体130和闩锁组件138形成驱动组件122。
单铰链闩锁组件138在底端部上联接到驱动轴壳体77并且在顶部上联接到驱动磁体130。闩锁组件138包括环形基部142，环形基部142包括围绕驱动轴20延伸的中心开口。唇缘143从基部142的外侧底端部伸出，并且位于形成在驱动轴壳体77的底端部和喷嘴78的顶端部之间的凹部中。唇缘143用作向下抵靠喷嘴78的顶表面的压紧保持基部142。
环形套环148可旋转地附接到基部142，并且包括台阶144，台阶144附接在轴承154的顶部上，轴承154围绕基部142的顶部延伸。套环146还包括中心开口，该中心开口围绕驱动轴20接收并延伸。套环146竖直地/在高度方向上向下保持在基部142上，但在轴承154和基部142的顶部上绕驱动轴20的中心轴线156旋转。
夹持器150的外端部通过第一销152A可枢转地附接到套环148的上端部。夹持器150的内端部通过第二销152B可枢转地附接到闩锁146的底端部。闩锁146的顶端部附接到驱动磁体130。当驱动磁体130下降时，闩锁146的底端部可位于套环148的台阶144的顶部上。
当启用时，驱动线圈128竖直向上提升驱动磁体130，同时提升闩锁146。提升闩锁146使得夹持器150的内端部向上旋转，以与驱动轴20上的螺纹140接合。夹持器150的外端部围绕销152A旋转，销152A通过套环148竖直地保持就位。
在升高夹持器150的内端部之后，驱动线圈128可以开始围绕驱动轴20的中心轴线156旋转驱动磁体130。驱动磁体130的底端部开始围绕驱动轴20的外圆周旋转升高的闩锁146和附接的夹持器150。旋转夹持器150还使套环148在基部142的顶部上方并围绕中心轴线156旋转，同时通过基部142保持在高度方向上压紧就位。
夹持器150的内端部在螺纹140内旋转，使驱动轴20在驱动轴壳体77和喷嘴78内轴向和线性向上移动。驱动线圈128可以沿相反方向旋转驱动磁体130，还使附接的夹持器150在螺纹140内沿相反方向旋转。因此，夹持器150在电控制系统的引导下沿向上或向下的方向轴向和线性地移动驱动轴20。
停用驱动线圈128使驱动磁体130竖直下落。夹持器150的内端部也绕销152B向下旋转，从螺纹140脱离。现在从夹持器150释放，驱动轴20通过重力自由地竖直向下落下。
图9是驱动组件122的横截面平面图。环形驱动线圈128围绕驱动轴壳体77的外侧延伸，并且环形驱动磁体130围绕驱动轴壳体77的内部延伸。驱动轴20延伸穿过形成在驱动磁体130中的中心开口，并且断开棒132延伸穿过沿驱动轴20的中心轴线形成的孔。螺纹140围绕驱动轴20的外表面延伸。
当连续启用时，驱动线圈128产生竖直提升驱动磁体130的电磁场。当驱动线圈128以交替模式启用时，电磁场还使驱动磁体130围绕中心轴线旋转，使得驱动组件122像电动马达一样有效地操作。例如，电控制系统可以在第一时段期间启用驱动线圈A并且在交替的第二时段期间启用驱动线圈B。驱动线圈A和B的交替启用使得驱动磁体M围绕延伸通过驱动轴20的竖直轴线旋转。
图10是单铰链闩锁组件138的横截面平面图。断开棒132延伸穿过驱动轴20的中心。螺纹140围绕驱动轴20的外表面延伸。闩锁146具有环形横截面形状并且经由销152B附接到夹持器150的内端部。套环148还包括环形横截面形状并通过销152A附接到夹持器150的外端部。如上所述，闩锁146附接到驱动磁体130并且可以竖直上下移动。驱动轴壳体77还具有与驱动轴20同心对齐的环形横截面形状。还要注意，任何数量的夹持器150可位于驱动轴20周围。例如，四个夹持器150可以围绕驱动轴20以90度间隔定位。
图11A-11E是示出控制棒驱动机构88的不同操作位置的侧剖视图。参见图11A，驱动组件122示出为处于降低状态。驱动线圈128被停用并且驱动磁体130处于降低位置，控制棒组件80完全插入反应器芯部6(图1)。具有附接闩锁146的降低的驱动磁体130从驱动轴20的螺纹140释放夹持器150。
在失去电力或强制SCRAM期间，驱动线圈128可以停用，允许重力使驱动轴20下落，从闩锁组件138断开。因此，附接的控制棒组件80落入燃料组件90中，以中和反应器芯部6(参见图1和3)。因此，CRDM88具有在电源故障期间每当停用时自动急停(scram)反应器芯部6的优点。
断开组件120也示出为处于降低状态。断开线圈136被停用并且断开磁体134处于位于驱动轴20的顶部上的降低位置。在降低位置，断开棒132的底端部在抓紧部126的往复臂127A和127B之间延伸。展开的抓紧部臂127A和127B压靠并锁定在控制棒组件80的圆柱形毂82中的凹槽中。
图11B示出了处于升高状态的驱动组件122。驱动线圈128被启用并且驱动磁体130处于升高位置。升高的驱动磁体130使附接的闩锁146升高，以使夹持器150的内端部向上移动，与驱动轴20的螺纹140互锁。锁定的夹持器150可以基于驱动磁体130的旋转方向升高或降低驱动轴20。
断开组件120仍然示出为处于降低状态，其中断开棒132的底端部保持插入在抓紧部臂127A和127B之间。展开的抓紧部臂127A和127B保持锁定在圆柱形毂82的内部，以将驱动轴20的底端部锁定到控制棒组件80。
图11C示出了处于升高状态的驱动组件122。驱动线圈128被启用并且驱动磁体130被升高，使附接的闩锁146向上移动以使夹持器150的内端部与螺纹140接合。驱动线圈128还可以开始旋转驱动磁体130，使得夹持器150围绕驱动轴20的接合螺纹140旋转。旋转夹持器150将驱动轴20轴向地和线性地向上推入驱动轴壳体77中并且将连接的控制棒组件80提升一小段距离，该距离不会引起反应性插入反应器芯部(在所谓的死区内)。
升高驱动轴20也提升断开磁体134，使附接的断开棒132的底端部保持在抓紧部臂127A和127B之间。换句话说，在下面讨论的断开之前，将驱动轴20和断开棒132一起升高而保持驱动轴20的底端部附接到控制棒驱动机构80。
图11D示出了处于降低状态的驱动组件122和处于升高状态的断开组件120。当驱动轴20和断开磁体134处于图11C所示的升高位置时，断开线圈136被启用。然后，驱动线圈128可以沿相反方向旋转驱动磁体130，使驱动轴20竖直向下降低。同时，断开线圈136将断开磁体134保持在升高位置。当夹持器150继续线性向下移动驱动轴20时，断开棒132的底端部从抓紧部126之间向上和向外滑动。因此，抓紧部臂127A和127B向内往复运动而与控制棒组件80断开，控制棒组件80下降一小段距离。或者，驱动线圈128被停用以使驱动轴20下降并断开控制棒组件80，其中断开线圈136将断开磁体134保持在升高位置。
图11E示出了处于降低状态的断开组件120和驱动组件122。停用断开线圈136释放断开磁体134，使断开棒132的底端部在抓紧部臂127A和127B之间滑动。然后，驱动线圈128可以停用以使夹持器150与驱动轴20断开。然后，展开的抓紧部126位于控制棒组件80的顶部上。
因此，驱动线圈128和断开线圈136可远程启用和停用以使驱动轴20线性移位，并且还在反应器芯部再加燃料操作期间将驱动轴20与控制棒组件80断开。在完成反应器容器52的再加燃料和重新组装之后重新连接控制棒组件80(图4A和4B)可以按照图11A至11D所示步骤的相反顺序进行。
双铰链型控制棒驱动机构
图12是双铰链型控制棒驱动机构159的侧视图。图13A和13B是控制棒驱动机构159的侧剖视图。图14是双铰链闩锁组件160的更详细视图。
参照图12、13A、13B和14，控制棒驱动机构159中的驱动组件122和断开组件120包括与上述基本相同的驱动和断开线圈和磁体。驱动轴壳体77和喷嘴78也都与上述那些基本相同。断开棒132、驱动轴20和带螺纹的外表面140也类似于上述那些。
与上面类似，连续启用驱动线圈128可以使驱动磁体130与环形驱动线圈128一起升高和对准。相邻驱动线圈128的交替启用还可使驱动磁体130围绕驱动轴20的中心轴线156旋转，以迫使驱动轴20和附接的控制棒组件80线性运动。
双铰链闩锁组件160在底端部处联接到驱动轴壳体77并且在顶端部处联接到驱动磁体130。闩锁组件160包括如上所述的类似基部142，其包括围绕驱动轴20延伸的中心开口。类似的唇缘143从基部142的外侧底端部伸出，并且位于形成在驱动轴壳体77的底端部和喷嘴78的顶端部之间的凹部中。唇缘143用作向下抵靠喷嘴78的顶表面的压紧保持基部142。
参考图13A，驱动组件122示出为处于升高状态。启用驱动线圈128升高驱动磁体130和附接的闩锁162。夹持器164的下端部向上和向内移动，以与驱动轴20的螺纹140接合。然后，锁定的夹持器164可以基于驱动磁体130的旋转方向升高或降低驱动轴20。
断开组件120示出处于降低位置，其中断开棒132的底端部插入在抓紧部126的臂127A和127B之间。展开的臂127A和127B锁定在圆柱形毂82的内部，以将驱动轴20的底端部锁定到控制棒组件80。
参考图13B，驱动组件122和断开组件120示出为处于降低状态。停用驱动线圈128降低驱动磁体130和附接的闩锁162。夹持器164向下和向外移动，以与驱动轴20的螺纹140脱离。
断开组件120仍然示出为停用，其中断开棒132的底端部保持插入在抓紧部126的臂127A和127B之间。展开的臂127A和127B保持锁定在圆柱形毂82的内部，以将驱动轴20的底端部锁定到控制棒组件80。
在图14中，在设计上与图8类似的环形套环148附接到基部142，但是与基部旋转地分离，并且包括附接在轴承154的顶部上的类似台阶144，轴承154围绕基部142的顶部延伸。套环146还包括中心开口，该中心开口围绕驱动轴20接收并延伸。套环146竖直地/在高度方向上向下保持在基部142上，但在轴承154和基部142的顶部上绕驱动轴20的中心轴线156旋转。
铰链168的外端部通过第一销166A可枢转地附接到套环148的顶端部。铰链168的内端部通过第二销166B可枢转地附接到夹持器164的下端部。闩锁162的顶端部附接到驱动磁体130，并且闩锁162的底端部通过第三销166C可枢转地附接到夹持器164的顶端部。
当启用时，驱动线圈128竖直向上提升驱动磁体130，同时提升闩锁162。夹持器164和铰链168的内端部也向上移动，使夹持器164的底端部向内移动，以与驱动轴20的螺纹140接合。
在接合夹持器164的下端部之后，驱动线圈128可以开始围绕驱动轴20的中心轴线156旋转驱动磁体130。驱动磁体130的底端部也开始使升高的闩锁146和接合的夹持器164围绕驱动轴20旋转。旋转夹持器164还使套环148围绕中心轴线156旋转，同时通过基部142竖直地向下保持。
夹持器164的内端部在接合的螺纹140内旋转，使驱动轴20在驱动轴壳体77和喷嘴78内线性向上移动。驱动线圈128可以沿相反方向旋转驱动磁体130，从而使夹持器164在螺纹140内沿相反方向旋转，使驱动轴20轴向地向下移动。
停用驱动线圈128使驱动磁体130和夹持器164的内端部向下掉落。铰链168还向下和向外旋转，使夹持器164的下端部与螺纹140脱离。驱动轴20现在从夹持器150释放并且可以通过重力自由地竖直向下掉落。
图15是双铰链闩锁组件160的横截面平面图。断开棒132延伸穿过驱动轴20的中心线。螺纹140围绕驱动轴20的外表面延伸。闩锁162具有环形横截面形状并且在底端部处附接到夹持器164的顶端部。套环148还包括环形横截面形状并通过销166A附接到铰链168的外端部。如上所述，套环146附接到驱动磁体130并且可以竖直地上下移动。驱动轴壳体77还具有与驱动轴20同心对齐的环形横截面形状。
图16A-16G是示出上述单铰链型控制棒驱动机构88或双铰链型控制棒驱动机构159的不同操作的简化示意图，着重于获得本文所述CRDM功能的主要元件。出于解释目的，以下使用以下缩写。
驱动线圈128＝A
驱动磁体130＝B
闩锁146、162＝C
驱动轴20＝D
夹持器150、164＝E
断开线圈136＝F
断开磁体134＝G
抓紧部126＝H
驱动轴壳体77＝I
基部142＝J
断开棒132＝K
控制棒组件80＝CRA
同心电磁线圈A和F在驱动轴壳体I的外侧(或者称为压力边界)延伸。外侧的线圈A和F相互作用，以分别在压力边界I内移动圆柱形磁体B和G.
参考图16A，驱动线圈A最初是断电的。闩锁C固定在环形驱动磁体B上，并安放在驱动轴壳体I内的基部J上。
参照图16B，驱动线圈A通电，向上提升驱动磁体B，直到与驱动线圈A对准。这提升了闩锁C并且接合夹持器E(夹持器E围绕相对于压力边界I的内部竖直固定的销枢转)，但是允许闩锁C旋转。夹持器E装入驱动轴D的螺纹凹槽中。
参照图16C，通过以特定顺序操作驱动线圈A，驱动磁体B和闩锁C被设定为旋转运动，同时仍然保持与驱动线圈A相同的高度。这排除了夹持器E的脱离。夹持器E的旋转运动转化为线性驱动轴运动，从而提升驱动棒D和附接的CRA。
回到图16A，当SCRAM信号或电力损失时，驱动线圈A释放驱动磁体B，使得夹持器E由于闩锁C的下降而向下和向外枢转。这提供了驱动轴D的重力驱动的下降将附接的CRA下降到反应器芯部中的安全特征。
图16D-16G示出了在拆卸图4A和4B中的反应器压力容器52之前如何远程地将驱动轴D与CRA断开。驱动线圈A最初是断电的并且闩锁C搁置在基部J上。这可以类似于图16A中所示的初始驱动轴接合构造。
参考图16D，驱动线圈A被启用，提升驱动磁体B和闩锁C，使夹持器E与驱动轴D接合。如上图11C所示，驱动线圈A然后设置驱动磁体B和闩锁C进入旋转运动，同时保持与驱动线圈A相同的高度。旋转夹持器E使驱动轴D移动并将磁体G断开以线性向上进入升高位置，将附接的CRA提升一小段距离，该距离不会引起反应性插入反应器芯部(在所谓的死区)。
参考图16E，驱动线圈A仍然是通电的，将驱动磁体B、驱动轴D、断开磁体G和断开棒K保持在升高位置。断开线圈F通电，将断开磁体G和附接的断开棒K竖直地保持就位。然后，驱动线圈A可以使驱动磁体B、闩锁C和夹持器E沿相反方向旋转，使驱动轴D线性下降。驱动轴D的下端部的抓紧部H当前保持CRA，并且断开棒K的下端部开始从抓紧部臂向上和向外移动。抓紧部H的臂收缩导致CRA下降一小段距离，直到其再次停留在图3中的核燃料组件顶部喷嘴92的顶部上。
参考图16F，驱动线圈A保持通电并因此将驱动磁体B保持就位。然后断开线圈F断电。这释放断开磁体G，使断开棒K的底端部插入并扩展驱动轴D的底部上的抓紧部H。
参考图16G，驱动线圈A断电，以释放环形驱动磁体B和闩锁C。驱动轴D下降一小段距离，直到抓紧部H停留在CRA圆柱形毂的顶部上而没有接合。这允许反应器压力容器的上部和下部部段分离以进行再加燃料而不移除CRA。
以相反的顺序执行抓紧部H与CRA的重新连接。驱动线圈A可以将驱动轴D和断开磁体G竖直向上移动到升高位置。断开线圈F可以启用，以将断开磁体G和断开棒K保持在升高位置。然后，驱动线圈A可以降低驱动轴D，以将抓紧部H收缩并插入CRA。然后可以停用断开线圈F，使断开磁体G和断开棒K的底部在抓紧部H之间下降。抓紧部H扩展锁定到CRA中。
或者，通过使用断开线圈F的电磁力拉动断开磁体G，使抓紧部H与CRA重新接合。断开磁体G移动到升高位置而不同时使驱动线圈A通电。驱动轴D的重量可以足够大，使得只有断开棒K在驱动轴D内向上移动。抓紧部H收缩插入CRA圆柱形毂中。断开线圈F然后停用，使断开棒K的底部向下降回到抓紧部H中。抓紧部H扩展锁定到CRA中。
已经描述和说明了优选实施例的原理，应该显而易见的是，在不脱离这些原理的情况下，实施例可以在布置和细节上进行修改。要求保护落入所附权利要求的精神和范围内的所有修改和变化。
上述一些操作可以用软件实现，其它操作可以用硬件实现。本文描述的一个或多个操作、过程或方法可以由与本文描述的那些类似的装置、设备或系统并且参考所示的附图来执行。
对于本领域技术人员来说显而易见的是，可以在没有提供一些或所有具体细节的情况下实践所公开的实现方式。在其它情况下，没有详细描述某些过程或方法，以避免不必要地模糊所公开的实施方式。其它实施方式和应用也是可能的，因此，以下示例不应被视为确定的或限制范围或设定。
已经参考了附图，附图形成说明书的一部分，并且通过图示的方式示出了具体实施方式。尽管以足够的细节描述了这些公开的实施方式以使得本领域技术人员能够实践这些实施方式，但是应该理解，这些示例不是限制性的，使得在不脱离其精神和范围的情况下，可以使用其它实施方式并且可以对所公开的实施方式进行改变。
尽管本文提供的示例主要描述了压水反应器和/或轻水反应器，但本领域技术人员应该清楚，这些示例可以应用于其它类型的动力系统。例如，其示例或其变型形式也可以用沸水反应器、钠液态金属反应器、气冷反应器、卵石床反应器和/或其它类型的反应器设计来操作。
应当注意，示例不限于任何特定类型的反应器冷却机构，也不限于用于在核反应内产生热或与核反应相关地产生热的任何特定类型的燃料。本文描述的任何比率和值仅作为示例提供。其它比率和值可以通过实验确定，例如通过构建核反应器系统的全尺寸或比例模型。
已经描述和说明了优选实施例的原理，应该显而易见的是，在不脱离这些原理的情况下，实施例可以在布置和细节上进行修改。要求保护落入所附权利要求的精神和范围内的所有修改和变化。

Claims (18)

1.一种控制棒驱动机构，其包括：
驱动组件，该驱动组件位于反应器压力容器的顶端部上，该驱动组件包括围绕驱动轴的顶端部延伸的环形驱动磁体和围绕驱动磁体延伸的环形驱动线圈，环形驱动磁体和环形驱动线圈由压力边界分隔开；
闩锁组件，该闩锁组件联接到驱动磁体，该闩锁组件构造成响应于驱动组件的致动而接合驱动轴，驱动线圈进一步构造成使驱动磁体和接合的闩锁组件旋转并使驱动轴沿轴向移位；以及
断开组件，该断开组件包括：
断开磁体，该断开磁体联接到完全延伸穿过驱动轴的断开棒的顶端部；和
环形断开线圈，该环形断开线圈围绕断开磁体延伸，由压力边界分隔开，构造成将断开磁体和断开棒保持在升高位置，以将驱动轴与控制棒组件断开。
2.根据权利要求1所述的控制棒驱动机构，其中：
驱动线圈的启用使驱动磁体升高，以使闩锁组件与驱动轴接合；并且
驱动线圈的停用使驱动磁体下降，以使闩锁组件脱离并通过重力使驱动轴下降。
3.根据权利要求1所述的控制棒驱动机构，其还包括围绕驱动轴的顶端部定位的螺纹，其中闩锁组件构造成在驱动线圈启用时与所述螺纹接合并且在驱动磁体使闩锁组件围绕接合的螺纹旋转时使驱动轴沿轴向移位。
4.根据权利要求1所述的控制棒驱动机构，其中闩锁组件包括：
基部，该基部在底端部处向下保持到驱动轴壳体；
套环，该套环竖直地联接到基部的顶端部，但能通过轴承从基部的顶端部旋转脱开；
闩锁，该闩锁在顶端部处联接到驱动磁体；和
夹持器，该夹持器可枢转地联接到闩锁的底端部并且在顶端部上可枢转地联接到套环。
5.根据权利要求4所述的控制棒驱动机构，其中利用驱动线圈升高驱动磁体使闩锁升高并使夹持器的第一端部与驱动轴的螺纹外表面接合。
6.根据权利要求5所述的控制棒驱动机构，其中利用驱动线圈旋转升高的驱动磁体使得接合的夹持器相对于螺纹外表面旋转，从而使驱动轴轴向地移位。
7.根据权利要求1所述的控制棒驱动机构，其中闩锁组件包括：
基部，该基部在底端部处联接到驱动轴壳体；
套环，该套环竖直地联接到基部的顶端部，但是能从基部的顶端部旋转脱开；
闩锁，该闩锁在顶端部处联接到驱动磁体；
铰链，该铰链在第一端部处可枢转地联接到套环的顶端部；和
夹持器，该夹持器在第一端部处可枢转地联接到铰链的第二端部，并在第二端部处可枢转地联接到闩锁的底端部。
8.根据权利要求7所述的控制棒驱动机构，其中启用驱动线圈使驱动磁体和附接的闩锁升高，使夹持器的第二端部向上和向内移动，以与驱动轴的螺纹外表面接合。
9.一种控制棒驱动机构；其包括：
驱动轴壳体，该驱动轴壳体从反应器压力容器的顶端部向上延伸；
驱动轴，该驱动轴的顶端部延伸到驱动轴壳体中，并且该驱动轴的底端部联接到位于反应器压力容器的底端部处的控制棒组件；
驱动机构，该驱动机构联接到驱动轴壳体，该驱动机构构造成使闩锁组件围绕驱动轴的顶端部旋转，以使驱动轴线性移位并升高或降低控制棒组件；以及
断开组件，该断开组件包括：
断开磁体，该断开磁体联接到完全延伸穿过驱动轴的断开棒的顶端部；和
断开线圈，该断开线圈围绕断开磁体延伸，并且构造成将断开磁体和断开棒保持在升高位置，以将驱动轴与控制棒组件断开。
10.根据权利要求9所述的控制棒驱动机构，其中
环形驱动磁体位于驱动轴壳体内；并且
环形驱动线圈围绕驱动轴壳体延伸。
11.根据权利要求10所述的控制棒驱动机构，其中驱动轴的顶端部包括螺纹表面，并且启用驱动线圈使闩锁组件围绕螺纹表面接合并旋转。
12.根据权利要求10所述的控制棒驱动机构，其中
该断开磁体位于驱动轴壳体中，处于驱动轴的顶端部上方，
断开棒在底端部处连接到抓紧部，该抓紧部连接到控制棒组件；
断开线圈是环形的并且围绕驱动轴壳体和断开磁体延伸，并且
断开线圈在启用时将断开磁体保持在升高位置以控制抓紧部。
13.根据权利要求12所述的控制棒驱动机构，其中利用闩锁组件使驱动轴向上线性移位引起驱动轴的顶端部使断开磁体和断开棒竖直地升高。
14.一种控制与核压力容器中的控制棒组件连接的驱动轴的方法，其包括：
将驱动组件定位在核压力容器的顶端部上；
启用驱动组件以使闩锁与驱动轴接合；
利用驱动组件使接合的闩锁旋转，以使驱动轴沿轴向移位，从而升高或降低控制棒组件；
停用驱动组件，使闩锁与驱动轴脱离，并通过重力使控制棒组件下降；
将断开组件定位在核压力容器的顶端部上的驱动组件上方；和
启用断开组件以选择性地保持延伸通过驱动轴的断开棒。
15.根据权利要求14所述的方法，其还包括：
利用驱动组件使闩锁沿第一方向旋转，使驱动轴、断开棒和控制棒组件线性移动到升高位置；和
启用断开组件以将断开棒保持在升高位置。
16.根据权利要求15所述的方法，其还包括：
利用驱动组件使闩锁沿相反的第二方向旋转，使驱动轴移动到降低位置，同时将断开棒保持在升高位置，其中将驱动轴移动到降低位置使得断开棒的底端部从位于驱动轴的底端部上的抓紧部臂之间移出，以将驱动轴与控制棒组件断开。
17.根据权利要求16所述的方法，其还包括：
停用断开组件，使断开棒的底端部展开驱动轴的底端部上的抓紧部臂；和
使闩锁进一步沿第二方向旋转，以将断开的控制棒组件的顶部上的展开的抓紧部臂降低。
18.根据权利要求17所述的方法，其还包括：
利用驱动组件使闩锁沿第一方向旋转，使驱动轴和断开棒移动回到升高位置；
启用断开组件以将断开棒保持在升高位置；
利用驱动组件使闩锁沿第二方向旋转，使驱动轴移动回到降低位置，同时使抓紧部臂一起移动并插入到控制棒组件中；和
停用断开组件，使断开棒展开抓紧部臂并附接到控制棒组件。
CN201780081285.8A 2016-12-30 2017-12-29 具有远程断开机构的控制棒驱动机构(crdm) Active CN110114837B (zh)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US201662441015P 2016-12-30 2016-12-30
US62/441,015 2016-12-30
PCT/US2017/069034 WO2018174983A2 (en) 2016-12-30 2017-12-29 Control rod drive mechanism (crdm) with remote disconnect mechanism

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN110114837A CN110114837A (zh) 2019-08-09
CN110114837B true CN110114837B (zh) 2023-10-10

Family

ID=62711237

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201780081285.8A Active CN110114837B (zh) 2016-12-30 2017-12-29 具有远程断开机构的控制棒驱动机构(crdm)

Country Status (6)

Country Link
US (1) US10847272B2 (zh)
EP (1) EP3563388A2 (zh)
KR (1) KR102495798B1 (zh)
CN (1) CN110114837B (zh)
CA (1) CA3046996A1 (zh)
WO (1) WO2018174983A2 (zh)

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US10755826B2 (en) 2017-11-10 2020-08-25 Nugen, Llc Integrated system for converting nuclear energy into electrical, rotational, and thermal energy
US11421589B1 (en) 2021-05-18 2022-08-23 Nugen, Llc Integrated system for converting nuclear energy into electrical, mechanical, and thermal energy

Citations (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CH468695A (de) * 1967-06-07 1969-02-15 Gulf General Atomic Inc Kernreaktor
JPS5252090A (en) * 1975-10-14 1977-04-26 Westinghouse Electric Corp Connection indicator used for remotely separable control rod assembly
FR2475782A1 (fr) * 1980-02-12 1981-08-14 Framatome Sa Perfectionnement aux dispositifs de commande des barres de reglage d'un reacteur nucleaire
JPS59150370A (ja) * 1983-02-15 1984-08-28 株式会社東芝 制御棒駆動機構
US4484093A (en) * 1982-12-08 1984-11-20 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Linear motion device and method for inserting and withdrawing control rods
EP0225511A2 (en) * 1985-12-09 1987-06-16 Westinghouse Electric Corporation Pressurized water reactor having disconnectable two-piece drive rod assemblies
US4716013A (en) * 1983-04-29 1987-12-29 Westinghouse Electric Corp. Nuclear reactor
JP2001201586A (ja) * 2000-01-21 2001-07-27 Toshiba Corp 制御棒駆動機構
KR20040053164A (ko) * 2001-10-12 2004-06-23 닛뽕 케미파 가부시키가이샤 페록시좀 증식제 응답성 수용체 δ의 활성화제
CA3128766A1 (en) * 2009-06-10 2010-12-16 Bwxt Nuclear Operations Group, Inc. Control rod drive mechanism for nuclear reactor
CN103250210A (zh) * 2010-12-09 2013-08-14 西屋电气有限责任公司 核反应堆内部电气控制棒驱动机构组件
WO2014025700A2 (en) * 2012-08-06 2014-02-13 Holtec International, Inc. Fail-safe control rod drive system for nuclear reactor
CN105814642A (zh) * 2013-12-31 2016-07-27 纽斯高动力有限责任公司 管理核反应堆控制棒

Family Cites Families (51)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US65169A (en) 1867-05-28 Edwabd card
US1159262A (en) 1915-07-28 1915-11-02 Clarence J Ottum Oyster-opener.
US1580352A (en) 1925-07-06 1926-04-13 Ventresca Ercole Well-fishing tool
US1897561A (en) 1932-02-15 1933-02-14 Manucci Daniel Tube puller
US2179594A (en) 1938-06-09 1939-11-14 Albert E Johnson Well tool
US2445106A (en) 1946-02-07 1948-07-13 George R Dempster Automatic hook
US2518621A (en) 1947-02-26 1950-08-15 Engineering Controls Inc Pump
NL178632B (nl) 1952-03-03 Rca Corp Stroomversterker.
US2894779A (en) 1956-03-06 1959-07-14 Combustion Eng Automatic coupling
BE564207A (zh) 1957-01-23
US3036964A (en) 1957-11-12 1962-05-29 Thompson Ramo Wooldridge Inc Control method and apparatus
BE573083A (zh) 1957-11-18
GB1037064A (en) 1963-06-14 1966-07-27 British Petroleum Co Sulphur- and halogen-containing olefin polymers
US3595748A (en) 1968-01-24 1971-07-27 Westinghouse Electric Corp Nuclear reactor control device
DE1764577B1 (de) 1968-06-28 1971-05-06 Siemens Ag Kernreaktor regelstabeinrichtung
DE2044303C3 (de) 1970-09-08 1974-06-06 Siemens Ag, 1000 Berlin Und 8000 Muenchen Doppelsteuerelement für Druckwasserreaktoren
US3929305A (en) 1972-10-27 1975-12-30 Nasa Heat exchanger system and method
US3935063A (en) 1973-11-28 1976-01-27 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Emergency heat removal system for a nuclear reactor
US3992255A (en) * 1974-01-18 1976-11-16 Westinghouse Electric Corporation Control rod drive mechanism for a nuclear reactor
UST942002I4 (zh) 1974-02-19 1976-01-06
US4134789A (en) 1974-03-01 1979-01-16 Commissariat A L'energie Atomique Method for refuelling a nuclear reactor and device for carrying out said method
US4120172A (en) 1977-05-05 1978-10-17 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Heat transport system
US4437054A (en) 1982-01-18 1984-03-13 Bethlehem Steel Corporation Adaptor to facilitate testing of a lamp holder
JPS58127385A (ja) 1982-01-25 1983-07-29 Semiconductor Energy Lab Co Ltd 光電変換装置
US4481164A (en) 1982-03-17 1984-11-06 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Reactivity control assembly for nuclear reactor
FR2537764A1 (fr) 1982-12-08 1984-06-15 Framatome Sa Dispositif de commande de deux grappes de crayons de reglage deplacables verticalement dans un meme assemblage combustible du coeur d'un reacteur nucleaire
US4681728A (en) 1985-03-22 1987-07-21 Westinghouse Electric Corp. Nuclear reactor
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.
JPS6383693A (ja) 1986-09-29 1988-04-14 株式会社日立製作所 原子炉の２次冷却系
JPH063354B2 (ja) 1987-06-23 1994-01-12 アクトロニクス株式会社 ル−プ型細管ヒ−トパイプ
US4851183A (en) 1988-05-17 1989-07-25 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Underground nuclear power station using self-regulating heat-pipe controlled reactors
US4859404A (en) 1988-06-29 1989-08-22 Westinghouse Electric Corp. Reactor vessel internals storage area arrangement
JPH04227087A (ja) 1990-07-02 1992-08-17 Xerox Corp 中空シリンダー支持システム
JPH04320997A (ja) * 1991-04-19 1992-11-11 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 原子炉の制御棒位置検出装置
FR2677164B1 (fr) 1991-05-31 1993-09-24 Jeumont Schneider Ind Dispositif de connexion-deconnexion de tiges de commande d'un reacteur nucleaire.
US5253702A (en) 1992-01-14 1993-10-19 Sun Microsystems, Inc. Integral heat pipe, heat exchanger, and clamping plate
US5711629A (en) 1996-01-11 1998-01-27 Framatome Cogema Fuels Reconstitutable rod cluster control assembly with biased driver
US5669729A (en) 1996-01-11 1997-09-23 Framatome Cogema Fuels Reconstitutable rod cluster control assembly
FR2749435B1 (fr) 1996-05-29 1998-06-26 Commissariat Energie Atomique Dispositif de desaccouplement d'une tige de commande d'un element absorbant pour reacteur nucleaire
US6327322B1 (en) 1999-07-27 2001-12-04 Westinghouse Electric Company Llc Interlock assembly for burnable poison rod transfer device
US6266386B1 (en) 1999-09-24 2001-07-24 Westinghouse Electric Company Llc Lower reactor internals up-ending device
US6275556B1 (en) * 1999-11-19 2001-08-14 Westinghouse Electric Company Llc Method and apparatus for preventing relative rotation of tube members in a control rod drive mechanism
JP2002122686A (ja) 2000-10-17 2002-04-26 Toshiba Corp 沸騰水型原子力発電プラントおよびその建設工法
JP2002156485A (ja) 2000-11-15 2002-05-31 Hitachi Ltd 原子炉
AU2002325736A1 (en) 2002-02-25 2003-09-09 Mcgill University Heat pipe
KR200453164Y1 (ko) 2009-07-31 2011-04-15 (주)일진에너지 냉각수 수조용 평행 이동장치
US8811562B2 (en) * 2010-03-12 2014-08-19 Babcock & Wilcox Nuclear Operations Group, Inc. Control rod drive mechanism for nuclear reactor
US20130223579A1 (en) * 2012-02-28 2013-08-29 Westinghouse Electric Company Llc Control rod drive mechanism ("crdm") assembly for a nuclear reactor
US10276271B2 (en) 2013-04-25 2019-04-30 Triad National Security, LLC. Electric fission reactor for space applications
KR101503266B1 (ko) 2013-07-18 2015-03-18 국립대학법인 울산과학기술대학교 산학협력단 중성자 흡수체 및 냉각재를 포함한 하이브리드 히트파이프에 의한 원자력 발전소 설비 냉각용 잔열제거 시스템
US9915298B2 (en) * 2014-04-23 2018-03-13 Warn Automotive, Llc Electromagnetic pulse disconnect system and methods

Patent Citations (14)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CH468695A (de) * 1967-06-07 1969-02-15 Gulf General Atomic Inc Kernreaktor
JPS5252090A (en) * 1975-10-14 1977-04-26 Westinghouse Electric Corp Connection indicator used for remotely separable control rod assembly
FR2475782A1 (fr) * 1980-02-12 1981-08-14 Framatome Sa Perfectionnement aux dispositifs de commande des barres de reglage d'un reacteur nucleaire
US4472348A (en) * 1980-02-12 1984-09-18 Framatome Operating devices for control rods in a nuclear reactor
US4484093A (en) * 1982-12-08 1984-11-20 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Linear motion device and method for inserting and withdrawing control rods
JPS59150370A (ja) * 1983-02-15 1984-08-28 株式会社東芝 制御棒駆動機構
US4716013A (en) * 1983-04-29 1987-12-29 Westinghouse Electric Corp. Nuclear reactor
EP0225511A2 (en) * 1985-12-09 1987-06-16 Westinghouse Electric Corporation Pressurized water reactor having disconnectable two-piece drive rod assemblies
JP2001201586A (ja) * 2000-01-21 2001-07-27 Toshiba Corp 制御棒駆動機構
KR20040053164A (ko) * 2001-10-12 2004-06-23 닛뽕 케미파 가부시키가이샤 페록시좀 증식제 응답성 수용체 δ의 활성화제
CA3128766A1 (en) * 2009-06-10 2010-12-16 Bwxt Nuclear Operations Group, Inc. Control rod drive mechanism for nuclear reactor
CN103250210A (zh) * 2010-12-09 2013-08-14 西屋电气有限责任公司 核反应堆内部电气控制棒驱动机构组件
WO2014025700A2 (en) * 2012-08-06 2014-02-13 Holtec International, Inc. Fail-safe control rod drive system for nuclear reactor
CN105814642A (zh) * 2013-12-31 2016-07-27 纽斯高动力有限责任公司 管理核反应堆控制棒

Non-Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
"Force analysis of the Advanced Neutron Source control rod drive latch mechanism";B. Damiano et al.;《IEEE Transactions on Nuclear Science 》;全文 *
"Long-term stability of Sm/sub 2/Co/sub 17/-type magnets for control rod drive mechanism (CRDM) in a nuclear reactor";H. Iida et al.;《IEEE Transactions on Magnetics》;全文 *
"快中子反应堆非能动停堆系统中控制棒驱动杆磁性连接件的设计与有限元分析";商昌忠 等;《原子能科学技术》;全文 *
"控制棒新型电磁驱动机构性能实验研究";张继革 等;《核动力工程》;全文 *

Also Published As

Publication number Publication date
US10847272B2 (en) 2020-11-24
KR20190098252A (ko) 2019-08-21
US20180190392A1 (en) 2018-07-05
CN110114837A (zh) 2019-08-09
KR102495798B1 (ko) 2023-02-03
WO2018174983A3 (en) 2018-11-08
EP3563388A2 (en) 2019-11-06
WO2018174983A2 (en) 2018-09-27
CA3046996A1 (en) 2018-09-27

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US20210118583A1 (en) Nuclear reactor refueling methods and apparatuses
EP2580762B1 (en) Control rod drive shaft unlatching tool
US20170316839A1 (en) Pressure-tube reactor with pressurised moderator
CN110114837B (zh) 具有远程断开机构的控制棒驱动机构(crdm)
EP2946390B1 (en) Apparatus and method for removing the upper internals from a nuclear reactor pressurized vessel
US11355252B2 (en) Control rod drive mechanism with heat pipe cooling
US4647424A (en) Fuel assembly unlatching and handling gripper
KR102607783B1 (ko) 열 파이프 냉각을 구비한 제어봉 구동 메카니즘
KR102416291B1 (ko) 코어 및 코어의 지지 구조체 외부에 제어 로드 및 셧다운 로드를 가진 원자로
KR102394261B1 (ko) 플로우트 수단에 의한 개입이 이루어지는 셧다운 로드를 가지는 원자로
JPH079472B2 (ja) 小型液体金属冷却高速炉
Wade Nuclear reactor refueling system

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
REG Reference to a national code

Ref country code: HK

Ref legal event code: DE

Ref document number: 40005304

Country of ref document: HK

GR01 Patent grant
GR01 Patent grant