CN111194470A - 使用管旋转排列核反应堆管和端配件的系统与方法 - Google Patents

使用管旋转排列核反应堆管和端配件的系统与方法 Download PDF

Info

Publication number
CN111194470A
CN111194470A CN201880054736.3A CN201880054736A CN111194470A CN 111194470 A CN111194470 A CN 111194470A CN 201880054736 A CN201880054736 A CN 201880054736A CN 111194470 A CN111194470 A CN 111194470A
Authority
CN
China
Prior art keywords
pressure tube
arch
subassembly
end fitting
bow
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
Application number
CN201880054736.3A
Other languages
English (en)
Other versions
CN111194470B (zh
Inventor
让-克劳德·斯特拉纳特
雷扎·齐艾
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.)
Candu Service Inc
Original Assignee
Candu Service Inc
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 Candu Service Inc filed Critical Candu Service Inc
Publication of CN111194470A publication Critical patent/CN111194470A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN111194470B publication Critical patent/CN111194470B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/334Assembling, maintenance or repair of the bundles
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements 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
    • G21C19/19Reactor parts specifically adapted to facilitate handling, e.g. to facilitate charging or discharging of fuel elements
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C21/00Apparatus or processes specially adapted to the manufacture of reactors or parts thereof
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements 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
    • G21C19/20Arrangements for introducing objects into the pressure vessel; Arrangements for handling objects within the pressure vessel; Arrangements for removing objects from the pressure vessel
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Manufacturing & Machinery (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

一种用于相对核反应堆的排管定向核反应堆的压力管的方法。方法包括相对排管旋转压力管来相对排管的弓定向压力管的弓的步骤;将压力管插入排管的步骤;相对排管旋转压力管来相对排管的弓定向压力管的弓的步骤;以及将压力管牢固地固定在运行位置的步骤。

Description

使用管旋转排列核反应堆管和端配件的系统与方法
相关申请交叉引用
本申请要求申请日为2017年6月23日、名为“使用管旋转排列核反应堆管和端配件的系统与方法”的美国临时专利申请62/524422的全部权益,包括优先权,该申请在此借引用全文合并于本申请。
技术领域
本发明所涉领域为核反应堆燃料通道组件,一些实施方式涉及在核反应堆燃料通道组件内相对排管放置压力管的系统与方法。
背景技术
核反应堆设计有运行寿命。例如,第二代CANDU™型反应堆(“CANada DeuteriumUranium,加拿大氘铀”)可设计为运行约25至30年。在此时间之后,可拆除现有燃料通道再安装燃料通道。
恰当排列燃料通道部件可能包括将延长管放入现有孔或钻孔内,这可能是一项挑战。
发明内容
一个实施方式中,本发明提供一种装配核反应堆的燃料通道组件的方法。方法包括:将子组件定向在中间位置上的燃料通道组件中,子组件包含与第一端配件接合的压力管,中间位置以压力管的弓的定向为基础;使子组件与放置在反应堆管板的第二端配件接合;旋转子组件和第二端配件,来将压力管定向在运行位置;以及将压力管牢固地固定在运行位置。
另一个实施方式中,本发明提供一种装配核反应堆的燃料通道组件的方法。方法包括确定燃料通道组件压力管的弓的定向;确定燃料通道组件排管的弓的定向;将排管安装在运行位置;相对第一端配件将压力管定向在预设定向;使压力管与第一端配件接合来形成子组件;将子组件定向在插入位置上;将子组件插入排管;使子组件与第二端配件接合,第二端配件放置在预设定向上的反应堆管板上;相对排管旋转子组件和第二端配件,来将压力管定向在运行位置。
另一个实施方式中,本发明提供一种用于相对核反应堆的排管定向核反应堆的压力管的方法。方法包括将排管以任意定向牢固地固定在核反应堆内部;使压力管与第一端配件接合来形成子组件;相对排管旋转压力管,来将压力管的弓定向在预设定向;将压力管插入排管;相对排管旋转压力管来将压力管定向在运行位置。
另一个实施方式中,本发明提供一种用于相对核反应堆的排管定向核反应堆的压力管的方法。方法包括将排管以优选定向牢固地固定在核反应堆内部;使压力管与第一端配件接合来形成子组件,压力管处于相对第一端配件的任意定向;将压力管插入排管;使子组件与第二端配件接合;将子组件和第二端配件相对反应堆上的参照点旋转至预设定向;使压力管与第二端配件接合;将压力管以预设定向牢固地固定至反应堆面上的第二端配件;相对排管旋转子组件和第二端配件,来将压力管定向在运行位置。
对本发明具体说明和附图详加思考,本发明的其他方面将变得显而易见。
附图说明
图1为CANDUTM-型反应堆的透视图。
图2为CANDUTM-型反应堆燃料通道组件的剖视图。
图3为根据本发明一个实施方式,运行位置上反应堆燃料通道的横截面图示。
图4为根据本发明一个实施方式,插入位置上反应堆燃料通道的图示。
图5是安装过程流程图,其图示了根据本发明一个实施方式,在反应堆中安装压力管的过程。
图6是示例安装过程的几个方面的流程图,其图示了根据本发明一个实施方式,在反应堆中安装压力管的过程。
具体实施方式
在详细描述本发明的任何实施方式之前,应当理解,本发明不限于其在下文说明中阐述的或附图所图示的构造详情和部件布置中的应用。本发明能够具有其他实施方式并且能够以多种方式实践或实施。在公开的任何实施方式中,术语“约”或“大致”可用与详述事物“相差不多于某一百分比”来替换,其中百分比包括百分之0.1、1、5和10。
图1为典型CANDU™型加压重水反应堆(PHWR)反应堆6的堆芯透视图。一些实施方式中,PHWR可能是100-300 MW CANDUTM反应堆、600 MW CANDUTM反应堆、900 MW CANDUTM反应堆或1000 MW CANDUTM反应堆。反应堆堆芯通常包含在屏蔽室内,屏蔽室用气闸密封,以控制和防护辐射。尽管为方便起见,特别参照了CANDUTM型反应堆6来描述本发明的各个方面,但本发明不限于CANDUTM型反应堆,还可在该领域之外有其他用途。回到图1,大致圆柱形容器,又称为CANDUTM型反应堆6的排管容器10,含有重水减速剂。排管容器10具有环形外壳14和位于第一端22和第二端24的管板18。管板18包括多个孔(本发明中称为“钻孔”),每个孔接收燃料通道组件28。如图1所示,数个燃料通道组件28从第一端22穿过排管容器10的管板18至第二端24。
如实施方式所示,一些实施方式中,反应堆堆芯在其两端22、24分别设置有两面墙壁:内壁,由位于反应堆堆芯的两端22、24的管板18界定,以及外壁64(又称为“端罩”),距位于反应堆堆芯两端22、24的管板18外侧一定距离。格状管65横跨管板18和每对钻孔处的端罩64(即,分别在管板18和和端罩64)之间的距离。
图2为图1图示反应堆堆芯的一个燃料通道组件28的剖面图。如图2所示,每一燃料通道组件28包括环绕燃料通道组件28其他部件的排管(calandria tube,CT)32。每一CT 32都横跨管板18之间的距离。并且,每一CT 32的相反端都接收于并密封于管板18中各自的钻孔内。一些实施方式中,CT滚动接头插入件34用于将CT 32牢固地固定至管板18的钻孔内。压力管(pressure tube,PT)36形成燃料通道组件28的内壁。PT 36为反应堆冷却剂和燃料棒束,或组件40提供导管。例如,PT 36一般容纳两个或更多个燃料组件40,并充当经过每一燃料组件40的反应堆冷却剂的导管。环形空间44由每一PT 36及其对应的CT 32之间的间隙界定。环形空间44通常填充有循环气体,例如干燥的二氧化碳、氦气、氮气、空气、或上述项的混合物。一个或多个环形隔圈或夹紧盘簧48安排在CT 32和PT 36之间。环形隔圈48维持PT 36及对应的CT 32之间的间隙,同时使环形气体通过并围绕环形隔圈48的通路成为可能。
又如图2所示,每一燃料通道组件28的每端设置有端配件50,端配件50位于对应的管板18外侧。每一端配件50的终端都有封闭塞52。每一端配件50还包括供料器组件54。供料器组件54经由供料器管59供应反应堆冷却剂至PT 36或从PT 36移除反应堆冷却剂(图1)。特别地,对于单个燃料通道组件28,燃料通道组件28的一端上的供料器组件54用作入口供料器,而燃料通道组件28的相反端上的供料器组件54用作出口供料器 。如图2所示,可使用耦合组件56将供料器组件54附接至端配件50,耦合组件56包括数个螺钉、垫圈、密封垫和/或其他类型的连接器。格状管65(如上文所述)围住了端配件50和含有燃料组件40的PT 36之间的连接。防护滚珠轴承66和冷却水围绕格状管65的外部,提供额外的辐射防护。在图示构造中,端配件50与PT 36的端接合。为方便起见,当提及特定端配件50时,距反应堆面最近的端配件50将用符号“ ‘ ”标示,距子组件侧(例如,燃料通道组件28距反应堆面最远的一侧)最近的端配件50将用符号“ “ ”标示。
回到图2,定位硬件组件60和波纹管62也耦合至每一端配件50。波纹管62使燃料通道组件28能够轴向移动,在燃料通道组件28随着时间的推移而经历长度变化情况下(许多反应堆中常有发生),这可能是一种重要的能力。定位硬件组件60能够用于将燃料通道组件28的端放置在固定轴向位置的锁定构造中,或未锁定构造中。定位硬件组件60还耦合至端罩64。每一图示定位硬件组件60包括杆,杆的一端接收于各自端罩64的钻孔中。一些实施方式中,端罩64中的杆端和钻孔有螺纹。再次,应该理解,尽管在图1-2中示出了CANDUTM型反应堆,但是本发明也可应用于其他类型反应堆,包括具有的部件与图1-2所示部件类似的反应堆。
随着反应堆6的老化,可能需要拆除CT 32和PT 36,用新的CT 32和PT 36来替换拆下来的CT 32和PT 36,这一过程称为“更换管件”。一些实施方式中,PT 36安装在新安装的CT 32内。其他实施方式中,PT 36可安装在现有CT 32中。
由于CT和PT的形状原因,CT 32和PT 36的放置是复杂的。由于CT 32和PT 36的延长形状和制造工艺,它们具有相对参照点(如轴向中心线)弓弯的形状。一些实例中,CT 32或PT 36的弓弯部分可能在位置上接近CT 32或PT 36的中心。其他实例中,CT 32或PT 36的弓弯部分可能偏离中心,例如更靠近CT 32或PT 36的端中的一端,或接近CT 32或PT 36的端中的一端。在将CT 32或PT 36安装在反应堆6中之前,一般要测量CT 32的弓或PT 36的弓,来确定弓在旋转定向和轴向部位中的位置。术语“旋转定向”大体用于指相对已知参照点的角定向,已知参照点如“12点钟位置”。术语“轴向部位”大体用于指沿CT 32或PT 36的纵向范围的位置。一些实施方式中,PT 36包括标示弓的旋转定向和/或轴向位置的记号。由于PT 36放置在CT 32内侧,每一PT 36的弓都相对每一对应的CT 32旋转地、轴向地定向,以确保PT 36和CT 32之间的环形空间44的大小足够允许气体在环形空间44内环流。
一些实施方式中,CT 32的弓或PT 36的弓可由制造商在制造时测量。其他实施方式中,CT 32或PT 36的弓可现场测量(例如,安装时,或在附近的暂存地),来查明CT 32或PT36的弓在运输过程中出现的任何变化。一些实施方式中,可使用激光测量CT 32的弓或PT36的弓。
图3示出了根据一些实施方式,运行位置上燃料通道组件28的横截面图示。如图3所示,CT 32和PT 36安装在反应堆6中时,CT 32和PT 36在很大程度上没有得到沿其纵向范围的支撑。运行位置上,CT 32和PT 36的大致放置在使弓面向上方的位置(例如,最大弓的位置相对CT 32或PT 36的端向下)。多个夹紧盘簧48沿PT 36的纵向范围放置,以防止PT 36和CT 32之间的接触。在图3所示的实施方式中,燃料通道组件28包括四个夹紧盘簧48。CT32的弓的位置大致接近第三夹紧盘簧48”’。其他实施方式中,或使用更多个或更少个夹紧盘簧48的实施方式中,弓的位置可能不同。
图4示出了根据一些实施方式,插入位置上燃料通道组件28的横截面图示。图4所示PT 36已经相对运行位置旋转了大致180度(图3),使得PT 36的弓面向下方(例如,最大弓的位置相对CT 32或PT 36的端向上)。
图5是安装过程流程图,其图示了根据本发明一个实施方式,反应堆6的PT 36的安装过程。安装过程中,一起放置PT 36与CT 32,已经使用CT滚动接头插入件34将CT 32牢固地固定在管板18的钻孔内部。作为初始步骤,相对端配件50”来放置PT 36的端,并将其牢固地固定至端配件,来形成子组件38(框72)。一些实施方式中,PT 36相对端配件50”处于预设或优化定向。一些实施方式中,PT 36在例如洁净室的场外与端配件50”接合。其他实施方式中,PT 36在工作场地与端配件50”接合。端配件50’与接近反应堆面的管板18接合(框74)。一些实施方式中,框72可在框74之前、之后、或与其同时发生。在已经将PT 36牢固地固定至端配件50”之后,核查PT 36的自然弓(例如,形象化或测量旋转定向和/或轴向位置)(框80)。接着,以旋转角相对端配件50’旋转子组件38,来将子组件38定向在插入位置,在该位置上定向弓,来优化PT 36的端和端配件50’之间的排列(图4)(框82)。旋转角可能在0度到360度之间。一些实施方式中,相对向上弓定向,旋转角为约180度(例如,弓面向下方),使重力对PT 36发挥作用,减轻弓。其他实施方式中,旋转角与向上弓定向成约90度,来减轻重力导致的弓弯区域下垂。在标记了PT 36的弓的旋转位置的实施方式中,PT 36上的记号可沿着CT 32或管板钻孔18的圆周,与特定位置对齐(例如,12点钟位置)。
继续参照图5,将PT 36不与端配件50”接合的端插入CT 32,然后相对CT 32在轴向方向86(图3)平移(例如滚动)PT 36,使PT 36在CT 32内部滑动,直至PT 36的端在预设定向与距反应堆面最近的端配件50’的钻孔结合(框90)。框82所述的子组件38的旋转定向了PT36的弓,来减轻重力引起的不对准对PT 36的弓和端配件50’的钻孔的影响,改善PT 36和端配件50’的之间的排列。在标记了PT 36的轴向弓的轴向位置的实施方式中,当PT 36上的记号到达相对端配件50’的预设轴向位置时,轴向滚动停止。接下来,将PT 36以在预设定向完全插入端配件50’的钻孔,在PT 36和端配件50’之间形成滚动接头(框92)。接下来,相对CT32、GSC或反应堆6上的另一参照点来旋转子组件和端配件50’,以将PT 36定向在运行位置(图3)(框94)。一些实施方式中,在相反方向、以与框82中旋转的角度大约相同的角度旋转子组件38。然后,将子组件38和端配件50’牢固地固定在运行位置(框102)。一些实施方式中,PT 36在运行位置上时,相对CT 32牢固地固定PT 36。一些实施方式中,相对CT 32的中心线、相对管板10的钻孔、GCS或反应堆6上的另一个参照点来放置PT 36。其他实施方式中,将PT 36放置在使得PT 36的弓与CT 32的弓对齐的位置。其他实施方式中,PT 36可定向在相对CT 32的任何轴向或旋转位置。
一些实施方式中,可在已经将CT 32牢固地固定在管板18的钻孔内部之后,测量CT32的弓。可在PT 32被滚入CT 32之前或之后,但在已经将PT 36旋入运行位置之前,或在将PT 36滚入CT 32的过程中任何时候,测量PT 36的弓的旋转或轴向定位。可在已经将PT 36旋入运行位置之后,且在已经相对CT 32牢固地固定PT 36之前,测量PT 36的弓的旋转或轴向定向。可在已经将PT 36牢固地固定在运行位置之后,测量PT 36的弓的旋转或轴定向。一些实施方式中,没有进行任何上述测量。其他实施方式中,可能进行了一些上述测量,或可能进行了所有上述测量。
一些实施方式中,更换管件装备平台(retube tooling platform ,“RTP”),以及其他工具和器材支撑可在更换管件操作中接近反应堆6安装。RTP是可调整的平台,在其上执行多数燃料通道部件的拆卸和安装操作。一些实施方式中,RTP是独立的机器,其放置和移动不依赖现有机械设备结构。可使用激光跟踪器技术,将RTP相对排管容器10的中心点准确定位在屏蔽室内。通过以这种方式定位队列,将RTP放置在排管容器10(包括俯仰与偏航)的完工部位,该完工部位提供允许将高精确度索引用于每一格状点的精密装备基座。一个或多个安装工作台(IWTS)安装安置在RTP上,在拆卸阶段中用作工具传递的基础。IWT提供支撑更换管件器材的平台。能够在屏蔽室中建立全局坐标系(“GCS”)。GCS使精确可重复的测量能够在反应堆建造的整个过程中进行。GCS为虚拟坐标系,其中原点设在尽可能靠近排管容器10中心的位置。
一些实施方式中,旋转设备可包括抓取构件、旋转致动器和位置传感器。可将抓取构件改造为至少抓取PT 36的内壁或外壁。一些实施方式中,抓取构件可包括可驱动以抓取PT 36的夹臂。其他实施方式中,抓取构件可包括可调式圈,可调式圈用于接合PT 36,来围绕PT 36的圆周均匀分配抓取力,降低抓取构件使PT 36变形的可能性。一些实施方式中,可调式圈改造为接合PT 36的外壁,这些实施方式中,可调式圈可能可围绕PT 36变紧。一些实施方式中,可调式圈改造为接合PT 36的内壁,这些实施方式中,在可调式圈已经被放置在PT 36内之后,可调式圈可能是可扩张的,来抓取PT 36的内壁。一些实施方式中,抓取机构可包括抓取PT 36的外壁的第一可调式圈以及抓取PT 36的内壁的第二可调式圈。优选实施方案中,抓取构件可抓取PT 36的内壁和外壁,来防止PT 36的变形。
一些实施方式中,旋转致动器可能是改造为旋转输出轴的电动机,输出轴与抓取构件的至少部分接合。可高准确度控制电动机,可驱动电动机来高准确度旋转抓取构件。一些实施方式中,位置传感器可能是与电动机的输出轴接合的旋转编码器,以感应输出轴的角度旋转。其他构造中,位置传感器可接近PT 36安置,以感应PT 36的旋转角度。示例性位置传感器包括激光、光学或磁性旋转编码器。
一些实施方式中,ram可包括抓取构件、平移致动器和位置传感器。可将抓取构件改造为至少抓取PT 36的内壁或外壁。抓取构件可与上文就旋转构件所描述的抓取构件基本上相似。将平移致动器改造为在线性方向驱动抓取构件,线性方向与PT 36或CT 32的纵轴大致平行。示例性平移致动器可包括伺服电动机、气动致动器或液压缸。一些实施方式中,位置传感器可能与电动机的输出轴接合,以感应输出轴的平移。其他实施方式中,位置传感器可接近PT 36安置,以PT 36的平移。一些实施方式中,位置传感器可包括激光、光学或磁性近距离传感器。其他实施方式中,位置传感器可包括如激光近距离传感器的近距离传感器,其被改造为感应距平移致动器的输出的标记部分或PT 36的标记部分的距离。
一些实施方式中,旋转设备和ram可能是单独的工具。其他实施方式中,旋转设备和ram可能包括在同一工具中。
在包括RTP和IWT的实施方式中,用于安装PT 36的工具可放置在RTP或IWT上。可使用GCS相对PT 36和CT 32高准确度放置和驱动安装在RTP或IWT上的工具。例如,可使用GCS相对CT 32放置旋转设备。可使用GCS的坐标来控制(例如旋转或重置)旋转设备的抓取工具和/或旋转设备的平移致动器的抓取工具。另一示例中,可使用GCS相对CT 32放置ram。可使用GCS的坐标来控制(例如旋转或重置)ram的抓取工具和/或ram的平移致动器的抓取工具。
一些实施方式中,可相对CT 32手动定向PT 36。
图6显示了装配燃料通道组件的另一示例方法的几个方面。上述示例的任何方面都能以类似方式应用于本方法。
在610,基于压力管的弓的定向,子组件被定向在核反应堆中的中间位置上。子组件包括与第一端配件接合的压力管。
一些实施方式中,中间位置界定了核反应堆中子组件的位置,该位置不是最终的运行位置。一些实施方式中,中间位置上,子组件已经被插入核反应堆钻孔,但还未被牢固地固定在运行位置(即,运行位置是核反应堆运行时子组件的位置)。
一些实施方式中,在中间位置上时,压力管的弓向下。一些实施方式中,压力管的弓指,一端牢固地固定至端配件时,制造和/或不对准造成的压力管的自然弓。一些实施方式中,弓表示位置位移的方向和/或程度,该位移沿着管、相对管(若其是笔直的 )的位置的位移。一些实施方式中,弓界定了位置的方向和程度,该位置使具有相对直管的最大位移的位置。一些实施方式中,相对(例如压力管上的)参照点来界定方向。
一些实施方式中,在中间位置上时,压力管的弓向下。当弓的方向相对地面或重力方向在水平线之下时,压力管的弓向下。一些实施方式中,在中间位置上时,压力管的弓基本上在地面方向或重力方向上。一些情况中,在向下方向时,压力管的端大致高于弓的最低点。一些实施方式中,在中间位置上时,压力管的弓与垂直向下方向成小于10、20、30或45度角。
一些实施方式中,在中间位置上时,压力管的弓为管自然弓弯和重力导致的弓弯的组合。当压力管的自然弓定向在向下方向时,至少一个方向(例如,界定弓的矢量的部分)附加有重力对压力管的拉力导致的弓弯。
一些情况中,通过附加自然弓和重力,能够增加或最大化中间位置上的弓弯。一些实例中,这可确保结果导致的组合弓弯处于向下方向。
在620,中间位置上的子组件与反应堆中的第二端配件接合。一些实例中,第二端配件放置在反应堆管板处。 一些实例中,当附加了自然和重力诱导的弓弯时,将子组件与第二端配件牢固地固定在一起,确保了作为结果的压力管弓处于向下方向。
在630,旋转子组件,将压力管定向在运行位置。一些实施方式中,通过旋转子组件90-180度,将压力管旋转至运行位置。一些实施方式中,这将牢固地固定的弓旋转为处于向上方向。
当弓的方向相对地面或重力方向在水平线之上时,压力管的弓向上。一些实施方式中,在运行位置上时,压力管的弓基本上与重力方向垂直或相反。一些情况中,当弓处于向上方向时,压力管的端大致低于弓的最高点。一些实施方式中,在运行位置上时,压力管的弓与垂直向上方向成小于10、20、30或45度角。
一些实例中,在压力管的弓被牢固地固定在中间位置上时确保其向下,将弓旋转至向上方向,这可能有助于确保运行位置上的理论初始弓向上。一些情况中,这确保了运行位置上弓弯的至少一部分的方向与重力相反。这有助于最小化或以其他方式减轻压力管在运行中的下垂。
一些实例中,对于燃料通道组件的运行和/或运行寿命而言,压力管的下垂可能是不可取的。
在640,压力管被牢固地固定在运行位置。一些实施方式中,这包括相对排管、管板和/或核反应堆滚动或以其他方式牢固地固定压力管。
应理解,上文所述和附图所示的实施方式仅作示例,不对本发明概念和原理构成限制。正因如此,本领域普通技术人员应理解,在不脱离所附权利要求所列的本发明精神和范围的前提下,本发明要素及其配置布置可有多种变化。

Claims (23)

1.一种装配核反应堆的燃料通道组件的方法,所述方法包括:
将子组件定向在燃料通道组件中的中间位置上,所述子组件包括与第一端配件接合的压力管,所述中间位置以所述压力管的弓的定向为基础;
使所述子组件与放置在反应堆管板的第二端配件接合;
旋转所述子组件和所述第二端配件,来将所述压力管定向在运行位置;以及
将所述压力管牢固地固定在所述运行位置。
2.根据权利要求1所述的方法,其特征在于:将所述子组件定向在所述中间位置包括:
使所述压力管与所述第一端配件接合,来形成所述子组件;
将所述子组件定向在插入位置;以及
将所述子组件插入排管,所述排管安装在所述燃料通道组件中。
3.根据权利要求2所述的方法,其特征在于:在所述插入位置上时,定向所述压力管的所述弓,以促进所述子组件和所述第二端配件之间的排列。
4.根据权利要求2所述的方法,其特征在于:在所述插入位置上时,将所述子组件平移至所述排管内,这将所述压力管定向在所述中间位置。
5.根据权利要求1所述的方法,其特征在于:在所述中间位置上,所述压力管的所述弓向下。
6.根据权利要求1所述的方法,其特征在于:在所述运行位置上,所述压力管的所述弓向上。
7.根据权利要求1所述的方法,其特征在于:在所述中间位置上,附加了所述压力管的自然弓和重力导致的弓弯中至少一个方面。
8.根据权利要求7所述的方法,其特征在于:所述子组件与所述第二端配件的接合将所述自然弓和重力导致的所述弓弯的组合导致的所述弓牢固地固定在所述中间位置。
9.根据权利要求8所述的方法,其特征在于:在所述运行位置上,所述牢固地固定的弓向上。
10.根据权利要求1所述的方法,包括确定所述压力管的所述弓的定向。
11.根据权利要求10所述的方法,包括在已经将所述压力管与所述第一端配件接合来形成所述子组件之后,确定所述压力管的所述弓的定向。
12.根据权利要求1所述的方法,包括:
安放或认定所述压力管上提示所述弓的旋转位置的标记;以及
相对所述排管的参照位置定向所述压力管的所述标记。
13.根据权利要求1所述的方法,
安放所述压力管上提示所述弓的轴向位置的标记;以及
相对所述排管的参照位置定向所述压力管的所述标记。
14.根据权利要求1所述的方法,包括将所述排管固定地牢固地固定在所述核反应堆内部。
15.根据权利要求1所述的方法,包括相对所述排管定向所述压力管。
16.根据权利要求15所述的方法,包括相对所述排管定向所述压力管,使得所述压力管的所述弓从所述排管的弓旋转地间隔开来。
17.根据权利要求16所述的方法,其特征在于:相对所述排管定向所述压力管包括以第一角旋转所述压力管,且其中,相对所述排管定向所述压力管来相对所述排管的所述弓排列所述压力管的所述弓,这包括以第二角旋转所述压力管。
18.根据权利要求17所述的方法,其特征在于:所述第一角与所述第二角大致相同。
19.根据权利要求17所述的方法,其特征在于:所述第一角为90度和180度之一。
20.根据权利要求17所述的方法,其特征在于:所述第一角不同于所述第二角。
21.根据权利要求17所述的方法,其特征在于:所述第一角和所述第二角其中至少一项为90度和180度之一。
22.根据权利要求17所述的方法,还包括相对所述排管的所述弓排列了所述压力管的所述弓时,相对所述排管牢固地固定所述压力管。
23.根据权利要求1所述的方法,其特征在于:所述压力管和接合所述排管的端配件之间的角小于2微弧度。
CN201880054736.3A 2017-06-23 2018-06-22 使用管旋转排列核反应堆管和端配件的系统与方法 Active CN111194470B (zh)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US201762524422P 2017-06-23 2017-06-23
US62/524,422 2017-06-23
PCT/CA2018/050775 WO2018232530A1 (en) 2017-06-23 2018-06-22 SYSTEM AND METHOD FOR ALIGNING NUCLEAR REACTOR TUBES AND END FITTINGS USING TUBE ROTATION

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN111194470A true CN111194470A (zh) 2020-05-22
CN111194470B CN111194470B (zh) 2023-09-22

Family

ID=64735421

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201880054736.3A Active CN111194470B (zh) 2017-06-23 2018-06-22 使用管旋转排列核反应堆管和端配件的系统与方法

Country Status (5)

Country Link
KR (1) KR102592470B1 (zh)
CN (1) CN111194470B (zh)
CA (1) CA3066103A1 (zh)
RO (1) RO134275A2 (zh)
WO (1) WO2018232530A1 (zh)

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1264473A (zh) * 1968-02-22 1972-02-23
CN104272399A (zh) * 2012-05-02 2015-01-07 西屋电气有限责任公司 一种给核反应堆加燃料的方法
US20160307653A1 (en) * 2010-06-16 2016-10-20 Atomic Energy Of Canada Limited Fuel channel annulus spacer
CN106205746A (zh) * 2010-09-27 2016-12-07 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 (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CA2727492C (en) * 2011-01-14 2014-09-09 Ge-Hitachi Nuclear Energy Canada Inc. Method for removal of pressure tubes and calandria tubes from a nuclear reactor
CA2766459C (en) * 2011-01-17 2018-01-02 Atomic Energy Of Canada Limited Calandria tube, pressure tube, and annulus spacers removal apparatus and method for nuclear reactor retubing
CA2732898C (en) * 2011-02-25 2015-11-10 Ge-Hitachi Nuclear Energy Canada Inc. End fitting assembly for nuclear reactor mock-up assembly

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1264473A (zh) * 1968-02-22 1972-02-23
US20160307653A1 (en) * 2010-06-16 2016-10-20 Atomic Energy Of Canada Limited Fuel channel annulus spacer
CN106205746A (zh) * 2010-09-27 2016-12-07 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
CN104272399A (zh) * 2012-05-02 2015-01-07 西屋电气有限责任公司 一种给核反应堆加燃料的方法

Also Published As

Publication number Publication date
RO134275A2 (ro) 2020-06-30
CN111194470B (zh) 2023-09-22
KR102592470B1 (ko) 2023-10-20
WO2018232530A1 (en) 2018-12-27
KR20200019884A (ko) 2020-02-25
CA3066103A1 (en) 2018-12-27

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US6877389B2 (en) Device for remote inspection of steam generator tubes
TW200951987A (en) Irradiation target retention systems, fuel assemblies having the same, and methods of using the same
CA2653276A1 (en) Full function prescision welding system
EP3511708B1 (en) Eddy current inspection probe
CN111194470B (zh) 使用管旋转排列核反应堆管和端配件的系统与方法
CA2766459C (en) Calandria tube, pressure tube, and annulus spacers removal apparatus and method for nuclear reactor retubing
CN111316374B (zh) 使用管几何排列核反应堆管和端配件的系统与方法
US10074448B2 (en) Submersible machine structured to carry a tool to a limited access location within a nuclear containment
JPS62192697A (ja) シンブルガイドの延長装置
WO2021093295A1 (zh) 用于控制棒驱动线的热态试验装置及其对中方法
WO2018232498A1 (en) APPARATUS AND METHOD FOR LOCATING A CALENDER TUBE
US3394442A (en) Tube plugging apparatus
EP3084775B1 (en) Steam generator sludge lance apparatus
CN111133531B (zh) 用于安放排管的装置和方法
JP2015197413A (ja) 制御棒位置検出装置
KR101431048B1 (ko) 증기발생기 플러그 인출을 위한 수축장치 및 풀링장치
CA2764270C (en) Fuel channel spacer system and method
JP6522975B2 (ja) 炉内構造物の組立調整装置および組立方法
Seoa et al. Development of a Light-weighted Mobile Robot for SG Tube Inspection in NPP
CA2766575C (en) Pallet for nuclear reactor retube
Coleman et al. Testing of FFTF fuel handling equipment
WO2018232522A1 (en) CONNECTION BETWEEN A PRESSURE TUBE AND A TIP AND METHOD FOR ASSEMBLING A FUEL CHANNEL ASSEMBLY FOR A NUCLEAR REACTOR
Roșca-Fârtat et al. CONSIDERATIONS REGARDING THE HORIZONTAL FUEL CHANNELS NUCLEAR REACTOR. PART 1-PRESENTATION AND INSTALATION REFERENCE PLANS OF THE FUEL CHANNEL
Seoa et al. A Conceptual Design of Light-weighted Mobile Robot for the Integrity of SG Tubes in NPP

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
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant