CN111418025A - 排管插入件拆卸和移除工具及方法 - Google Patents
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Abstract
从核反应堆燃料管道组件的排管和核反应堆管板之间移除滚动接头插入件的装置，所述滚动接头插入件将排管径向固定至管板，所述装置包括主体、加热器、冷却器、壁架和夹具，所述主体从第一端向与所述第一段相对的第二端轴向延伸，所述加热器用于将滚动接头插入件加热至第一温度，所述冷却器用于将所述滚动接头插入件冷却至第二温度，所述壁架用于与所述滚动接头插入件轴向啮合，所述夹具用于夹持所述排管，加热器、冷却器、壁架和夹具沿着所述主体轴向对齐。
Description
对相关申请的交叉引用
本申请针对2017年6月23日提交的、申请号为62/524,085、名称为《排管插入件拆卸和移除工具及方法》的美国临时专利申请主张优先权，以引用方式将该在先申请完整纳入本发明中。
技术领域
本发明涉及核反应堆燃料管道组件领域，具体的涉及在运行寿命最后移除核反应堆燃料管道组件。
背景技术
核反应堆的运行寿命是有限的。举例而言，第二代CANDUTM型反应堆(“加拿大重水铀”)被设计为可运行约25至30年。此后，可以移除现有的燃料管道并安装新的燃料管道。作为核反应堆停用的备选方案，进行这种“换管”操作可以极大的延长反应堆的寿命。核反应堆换管操作包括移除大量的反应堆部件，并包括各种其它活动，例如关闭核反应堆、准备屏蔽室(vault)以及安装材料处理设备和各种平台和设备支持。移除操作也可以包括移除封闭塞及定位硬件组件、断开馈电组件、切断波纹管、移除终端配件、释放并移除排管插入件以及切断和移除压力管及排管。
移除操作完成后，一般会进行检查和安装操作。举例而言，位于反应堆各端的管板可包括多个孔。所述多个孔中的每一个支撑跨越管板的燃料管道组件。当燃料管道组件被移除后，检查各个管板孔以确保移除燃料管道组件没有损坏管板孔并且管板孔已准备好用于插入新的燃料管道组件。
在确认管板处于合适状态后，排管、压力管、端头配件及其它部件可被重新装入孔中。对于每个燃料管道组件而言，该流程的一部分包括(例如使用可变形排管容器插入件)将排管端部滚动至排管容器的管板、将端头配件主体插入孔中、将压力管的端部滚动进入端头配件主体以及将端头配件衬垫插入端头配件。
核反应堆的翻新及换管流程可花费长达两年的时间来完成。其中大部分时间耗费在如上文所述的移除操作上。相应的，需要更好更快的移除燃料管道组件的部件，以减少翻新核反应堆的时间。
发明内容
根据本发明的一个方面，本发明提供了从核反应堆燃料管道组件的排管和核反应堆管板之间移除滚动接头插入件的装置，所述滚动接头插入件将排管径向固定至管板，所述装置包括主体、加热器、冷却器、壁架和夹具，所述主体从第一端向与所述第一段相对的第二端轴向延伸，所述加热器用于将滚动接头插入件加热至第一温度，所述冷却器用于将所述滚动接头插入件冷却至第二温度，所述壁架用于与所述滚动接头插入件轴向啮合，所述夹具用于夹持所述排管，其中所述加热器、所述冷却器、所述壁架和所述夹具沿着所述主体轴向对齐。
根据本发明的一个方面，本发明提供了从核反应堆燃料管道组件的排管和核反应堆管板之间移除滚动接头插入件的方法，所述滚动接头插入件将排管径向固定至管板，所述方法包括：将所述滚动接头插入件加热至第一温度；在加热之后，将 所述滚动接头插入件冷却至第二温度，所述第二温度低于所述第一温度；夹持所述排管；以及在夹持所述排管时与所述滚动接头插入件轴向啮合，其中所述加热、所述冷却、所述夹持和所述轴向啮合由沿限定的轴轴向移动的单一工具头实施。
在一些具体实施方式中，提供了用于将排管插入件从排管容器管板移除的工具，所述工具包括工具头，所述工具头的大小使其适于被容纳在排管容器管板的孔中。所述工具头包括冷却部分和夹持部分。在一些具体实施方式中，所述工具头进一步包括加热部分，而在别的具体实施方式中，加热部分被作为单独工具放置。加热部分被配置为与排管插入件啮合并快速加热(或冲击加热)排管插入件，这就导致排管插入件因排管容器管板的存在无法膨胀而软化变形。然后，冷却部分与排管插入件相邻放置或抵接以冷却该插入件，使得排管插入件收缩并从排管容器管板分离出来。冷却后，工具头的夹持部分与排管插入件啮合，然后从排管容器管板的孔中抽出工具头和插入件。
在一些具体实施方式中，提供了从排管容器管板移除排管的方法。所述方法包括加热排管插入件但不显著加热排管容器管板。所述方法进一步包括通过传导和对流中至少一个方式来冷却排管插入件。所述方法进一步包括夹持排管插入件并将排管插入件从排管容器管板中抽出。所述方法进一步包括在加热排管插入件之前从端罩和晶格管移除罩塞和在从排管容器管板抽出排管插入件之后将罩塞插入端罩和晶格管中。在一些具体实施方式中，加热和冷却步骤通过单个工具头来完成。在一些具体实施方式中，冷却和夹持步骤通过单个工具头来完成，而该单个工具头在加热、冷却和夹持步骤完成前不从排管容器管板移除。在一些具体实施方式中，加热、冷却和夹持步骤通过单个工具头来完成就。在一些具体实施方式中，加热、冷却和夹持步骤通过放置于通用工作台上的三个单独的工具头来完成。
基于附图和下文的说明，本发明的其它特征将变得显而易见。
附图说明
在例举了示例性具体实施方式的附图中：
图1是CANDUTM型反应堆的立体图；
图2是CANDUTM型反应堆燃料管道组件的剖视图；
图3显示了根据一些具体实施方式对核反应堆换管的移除操作的流程图；
图4是根据本发明具体实施方式的工作台和邻近CANDUTM型反应堆表面的排管插入件的立体图；
图5A是图4所示的工作台、工具和反应堆表面的左侧立体图；
图5B是图4所示的工作台、工具和反应堆表面的右侧立体图；
图6是根据本发明的具体实施方式的用于从CANDUTM型核反应堆移除排管插入件的工具的侧视图；
图7是图6的工具的工具头的放大图；
图8A是根据本发明的具体实施方式的排管容器插入件移除工具的侧视图；
图8B是图8A所示的排管容器插入件移除工具的侧视图，其中省略了隔离瓶；
图9是根据本发明的具体实施方式的用于从CANDUTM型核反应堆移除排管插入件的工具的侧视图；
图10是图9所示工具的工具头的放大图；
图11是图9所示工具的工具头的进一步放大图。
具体实施方式
在对本发明的具体实施方式进行详细说明前，应当理解，本发明不仅仅局限于其在下文所列举的或在附图中所示的部件的具体构建和设置中的应用。本发明能够通过别的具体实施方式来实现，也可以以各种方式来实施或实现。
图1是CANDUTM型反应堆6的反应堆堆芯的立体图。所述反应堆堆芯通常包含于屏蔽室中，屏蔽室是气密性密封的，用于辐射控制和防护。虽然本文为方便起见具体结了合CANDUTM型反应堆6来对本发明的各方面进行说明，但是本发明不仅仅局限于CANDUTM型反应堆，在该特定领域外也可以使用。被称为CANDUTM型反应堆6排管容器10的大致为圆柱形的容器含有重水慢化剂。排管容器10具有环形壳14和位于第一端22及第二端24的管板18。管板18包括多个孔隙(下称“孔19”)，每个孔19均可容纳燃料管道组件28。如图1所示，多个燃料管道组件28从第一端22穿过排管容器10的管板18抵达第二端24。
在图1和2例举的具体实施方式中，一些具体实施方式中的反应堆堆芯在反应堆堆芯各端22、24具有两个壁：由反应堆堆芯各端22、24处的管板18所限定的内壁以及位于反应堆堆芯各端22、24处管板18外侧一定距离的外壁64(通常被称为“端罩”)。晶格管65跨越管板18和端罩64之间的距离并位于配对孔19中(即分别处于管板18和端罩64中)。
图2是图1所示的反应堆堆芯的一个燃料管道组件28的剖视图。如图2所示，每个燃料管道组件28包括围绕燃料管道组件28其它部件的排管(“CT”)32。每个排管32跨越管板18之间的距离。并且，每个排管32的相对端都被容纳和密封于管板18的对应孔19中。在一些具体实施方式中，滚动接头插入件，例如排管插入件34，用于将排管32固定在管板18的孔19内。压力管(“PT”)36形成燃料管道组件28的内壁。压力管36用于向反应堆冷却剂提供管道和提供燃料棒束或组件40。举例而言，压力管36一般持有两个或多个燃料组件40并作为流经各个燃料组件40的反应堆冷却剂的管道。环形空间44由各个压力管36和与其对应的排管32之间的空隙来限定。环形空间44一般充有循环气体，例如干燥二氧化碳、氦、氮、空气或其混合物。排管32和压力管36之间设有一个或多个环形隔圈或夹紧盘簧48。环形隔圈48保持压力管36和对应排管32之间的空隙，同时允许环形气体从环形隔圈48周围通过。
亦如图2所示，每个燃料管道组件28的每一端配有位于对应管板18外侧的端头配件组件50。每个端头配件组件50包括端头配件主体57和端头配件衬垫58。在每个端头配件组件50的终端是封闭塞52。每个端头配件组件50还包括运料器组件54。运料器组件54通过运料器管59将反应堆冷却剂运入压力管36或将反应堆冷却剂从压力管36移除(图1)。具体而言，对于单个燃料管道组件28，燃料管道组件28一端的运料器组件54作为入料器，而燃料管道组件28另一端的运料器组件54作为出料器。如图2所示，可以利用包括多个螺丝、垫片、密封件和/或其它类型连接器在内的连接组件56将运料器组件54连接至端头配件组件50。晶格管65(如上文所述)套住端头配件组件50和包含燃料组件40的压力管36之间的连接。防护滚珠轴承66和冷却水环绕晶格管65外部，这提供了额外的辐射防护。
定位硬件组件60和波纹管62也和每个端头配件组件50连接。波纹管62允许燃料通道组件28轴向移动-这种能力对于燃料通道组件28随时间经受长度变化的情形是很重要的，这在许多反应堆中也是常见的。定位硬件组件60可用于将燃料通道组件28的端部设定为固定轴向位置的锁定结构，也可以设定为非锁定结构。定位硬件组件60还与端罩64相连。例举的定位硬件组件60中的每一个都包括杆，所述杆的末端被容纳在相应端罩64的孔中。在一些具体实施方式中，杆末端和端罩64中的孔是有螺纹的。再次说明，应当理解虽然图1和2展示了CANDUTM型反应堆，本发明还可以应用于其它类型的反应堆，包括具有与图1和2所展示的部件相似部件的反应堆。
图3例举了根据一些具体实施方式的用于核反应堆换管的移除操作的流程图。如图3所示，移除操作从关闭反应堆6(步骤S70)和准备换管用屏蔽室(步骤S72)开始。这些步骤可包括各种活动，例如卸除反应堆6的燃料、排空反应堆的主要传热系统、安装隔离隔板、安装和移除反应堆区域桥上的临时平台以排空燃料管道组件28、移除反应堆区域桥、升级一个或多个屏蔽室起重机、真空干燥反应堆传热系统中的一个或多个以及其它排空、干燥和通风活动。应当理解，关闭反应堆6和准备屏蔽室所需的步骤可能会因反应堆的具体结构而有所不同。
在步骤S76，安装材料处理设备、换管工具平台(RTP)及其它工具和设备支持。RTP是可调整平台，许多燃料管道部件移除作业都在该平台上进行。在一些具体实施方式中，RTP是不依赖于现有设施结构来放置或移动的独立机器。因此，可以只需要对现有设施结构增加最低限度的结构支撑来安装RTP，而使用的任何支撑都只是临时安装。在一些具体实施方式中，反应堆区域桥柱被用于安装RTP。在其他具体实施方式中，使用四根新的柱。使用激光跟踪技术将四根新的柱相对于排管容器10的中心点精密安放于屏蔽室内。通过以这种方式放置柱，RTP被放置至排管容器10的完工位置(包括俯仰和偏离)，这可以减少花费在每次过渡至新的移除步骤或连续进行工具对齐上的时间并提供可允许使用对每个晶格位高精度索引的精密工具基础。
一个或多个重型工作台(HWTs)被安装和安放在RTP上并用作移除阶段中的工具运输的基础。HWTs提供支撑换管设备的平台。在移除操作完成时，HWTs可被安装工作台(IWTs)替换。
在准备移除燃料管道组件28时，从燃料管道组件28移除封闭塞52和定位硬件组件60(步骤S78和S80)。另外，在步骤S82，运料器组件54从端头配件50断开。这些移除可使用人工安装和操作工具来进行。在一些具体实施方式中，对每个反应堆工作面可由两个或多个工作人员来进行这些移除和断开作业。这些系列作业可为全表面系列作业。但是这些系列作业所要求的人工性质和工具尺寸允许这些系列作业相互重叠。
如图3所示，为了移除燃料管道组件28，还需切断波纹管62(步骤S84)。为了切断波纹管62，可将燃料管道环形波纹管切割工具安装在(如被RTP支撑的)HWT上。波纹管62一般从位于波纹管凸缘处的端头配件连接处开始切割。还使用压力管切断工具来切断压力管36(步骤S86)。压力管36一般从端头配件50封住压力管36的范围内被切断。但是，压力管36可从不同位置(包括压力管的中心)处被切断。可根据需要调整压力管切断工具的位置，以在期望的位置切断压力管36。
如上所述，使用移除托盘系统来移除端头配件50(步骤S88)。为了进行该移除操作，在一些具体实施方式中，托盘从安装在链传动机构上的端头配件夹开始。使用桥式屏蔽室起重机从上方将容纳瓶装载至托盘上。刚性链系统前进穿过容纳瓶的中心以夹持端头配件50，然后将端头配件50抽入容纳瓶中。在一些具体实施方式中，在移除端头配件过程中RTP上无需操作者。但是，该设备可以被罩住并支持本地控制，使该设备可以适应于直接眼球接触。当RTP处于与屏蔽室地面平齐的“主位”位置时，可将装满的瓶移除并安装空瓶。一旦移除系统准备完毕，RTP就可以被提升至需要的行列，工具就可以被操作来移除端头配件。
一旦端头配件50被移除并被置于容纳瓶中，它们就可以被移送处理。举例而言，如上文所述，小车系统或自动化引导车辆可被安装在延伸穿过气闸的反应堆屏蔽室中，并被用于将被移除的部件转运出屏蔽室。该系统可避免或减少人工操作的转运中涉及的危险。
如图3所示，在移除端头配件后，用安装在反应堆另一侧的移除托盘上的推动工具从反应堆的一端推压力管36来移除压力管306(步骤90)。隔离瓶与端头配件50一起使用时安装在相同的托盘上。隔离瓶被用于减少来自压力管36的污染的扩散并采集环形隔圈48的任何碎片。隔离瓶被推入晶格管65直至排管32。可用将环形隔圈48的碎片扫入隔离瓶的随动塞从反应堆的另一侧来推动压力管36。也可用该扫动对来自排管32的扩口区域的环形隔圈48的碎片进行清理。
在移除压力管之前或之后，排管插入件34可被拆卸和移除(步骤S92)。下文将更详细的说明排管插入件的拆卸和移除。在排管插入件34和压力管36被移除后，排管32被移除(步骤S94)，移除操作完成。
图4例举了安装在邻近核反应堆的端部24的换管工具平台(RTP)95上的重型工作台(HWT)的一个具体实施方式。类似的HWT可安装在邻近核反应堆端部22的位置。HWT96和安装在HWT上的任何工具都由控制站(未示出)控制。
排管插入件移除工具-CTI移除工具-被安装在HWT96上并且定位成将排管插入件34从端部24的管板18移除。对CTI移除工具100相对于端罩64的位置的控制以及工具100的操作可在控制站进行。具体而言，操作者可控制RTP95沿轴Y的高度、CTI移除工具100在HWT96上沿轴X的位置以及相对于端罩64的倾斜度，从而使轴Z垂直于端罩64。在一些具体实施方式中，可通过滚珠丝杆来调整RTP95的高度，例如在RTP95的每个角放置一个滚珠丝杆。
当CTI移除工具100与端罩64中的选定开口对齐时，操作者可沿轴Z将CTI移除工具100插入适当的燃料管道中。CTI移除工具100可包括任意数量的合适传感器和/或摄像机以确认CTI移除工具和端罩64中的对应开口适当对齐。
图4所示的感应加热供电和控制系统98可用于控制加热部108，并且更具体的控制CTI移除工具100的加热件118，下文将对此做进一步说明。
图5A是HWT96和CTI移除工具100的左侧立体图。图5B是HWT96、CTI移除工具100和位于核反应堆6端部24的端罩64的右侧立体图。应当理解，CTI移除工具100可在核反应堆6另一端部22的HWT上工作。在封闭塞52、定位硬件组件60、运送器组件54和端头配件被移除后，临时罩塞(未示出)穿过端罩64插入晶格管65。在一些具体实施方式中，可利用晶格套管组件(LSA，亦称为“图钉”)68来容纳临时罩塞。在一些具体实施方式中，图钉68可包括套管、套管内的临时罩塞和凸缘。在一些具体实施方式中，波纹管62还可在临时罩塞穿过端罩64插入晶格管65之前或之后被移除。
在一些具体实施方式中，CTI移除工具100通过图钉68与端罩64对齐。图钉68的临时罩塞可在CTI移除工具100插入前被移除。图钉68可保留并作为可保护波纹管62的套管。
之后CTI移除工具100可沿着箭头102被移动以插入端罩64。可以利用任何合适的手段来将CTI移除工具100移入和移出管板18，例如刚性推拉链或伺服齿条传动机构。CTI移除工具100在HWT96上的位置可由操作者通过控制站来控制。CTI移除工具100可如下文所述被精确插入至期望的深度。
图6更详细的例举了根据本发明的具体实施方式的CTI移除工具100。图7是图6所示的CTI移除工具100的工具头的放大图。CTI工具100包括工具头104和连接至工具头104的工具主体106。例举的CTI移除工具100被插入晶格管65。排管32可在CTI移除工具100从管板18拆卸和移除排管插入件34之前或之后被移除。CTI移除工具100沿着插入方向(箭头102)插入直至工具头104大致整个穿过管板18。
如图6和7所示，例举的CTI移除工具104包括三个不同的部分：加热部108、CTI移除部110、冷却部(未示出)和排管夹持部112。在别的具体实施方式中，加热部108可作为单独工具放置。在一些具体实施方式中，排管夹持部可从CTI移除工具100中省略。在一些具体实施方式中，冷却部可从CTI移除工具100中省略。
在一些具体实施方式中，加热部108包括能与排管插入件34抵接以加热排管插入件34而不会显著加热排管容器管板的加热器，如加热件118。在一些具体实施方式中，感应加热器被置于加热部108中。在一些具体实施方式中，加热件118可包括线圈，如图6和7所示，通过电磁感应(产生涡电流从而在排管插入件34内侧加热)、传导和对流中至少一种方式来进行加热。
在一些具体实施方式中，CTI移除部110包括可被用于移除排管插入件34的蛤壳挖斗120。在一些具体实施方式中，蛤壳挖斗120可包括相隔120度放置的三组蛤壳挖斗、相隔90度放置的四组蛤壳挖斗或相隔180放置的两组蛤壳挖斗。在一些具体实施方式中，夹持部110包括具有辊的肩部设计，这种设计允许在排管插入件34被拉动时沿着排管32移动。肩部设计可包括壁架或外缘，壁架和外缘可允许蛤壳挖斗120与排管插入件34啮合并允许CTI移除工具100和蛤壳挖斗120轴向移动，以从燃料管道组件28移除排管插入件34。蛤壳挖斗120可由拉动杆或先转再拉来启动。在一些具体实施方式中，蛤壳挖斗120可独立于CTI移除工具100径向或轴向启动。在一些具体实施方式中，蛤壳挖斗120可被壁架替代，该壁架可相对于CTI移除工具100轴向或径向移动并且形状适于在排管插入件34冷却后与排管插入件34啮合。
在一些具体实施方式中，CTI移除工具100的冷却部包括至少一个冷却件，该冷却件通过传导和对流中至少一种方式将排管插入件34冷却。在一些具体实施方式中，冷却件可包括冷却介质，例如液氮、冷空气喷射流、冷却线圈、酒精浴、液态铅、氦或干冰等，冷却介质可与排管插入件(例如通过CTI移除工具100上的喷嘴引导)直接接触，或通过屏障接触。在一些具体实施方式中，冷却件可包括热导管。举例而言，冷却介质可在冷却件的热导管内循环并被热传导材料(如金属)围住，热导管的热传导材料可接触排管插入件34以主动冷却排管插入件34。在一些具体实施方式中，冷却部可包括散热器例如作为黑体散热器以吸收来自排管插入件34的热量。
在一些具体实施方式中，蛤壳挖斗120包括可膨胀抵接于排管插入件34从而进行冷却的蛤壳挖斗。在一些具体实施方式中，蛤壳挖斗围绕排管插入件34内径的至少一部分与排管插入件34接触。在一些具体实施方式中，蛤壳挖斗与排管插入件34内径的大部分接触。
在一些具体实施方式中，排管夹持部112包括夹具122，夹具122可包括在移动排管插入件34时保持排管32固定不动的双功能夹或两组单独的夹。在一些具体实施方式中，夹具122可分别夹住排管32和排管插入件34，例如以在排管34未对齐时重置排管34。在一些具体实施方式中，夹具122可包括例如间隔160度、间隔120度设置的三组夹具、间隔90度设置的四组夹具或间隔180度设置的两组夹具。夹具122可使用摩擦力来夹住排管32或排管插入件34并可通过拉杆或旋转启动。
图9显示了另一个具体实施方式中的CTI移除工具100，其包括如上文所述的冷却部，在图中显示为带冷却器(即冷却件121)的冷却部111。图10是图9所示的CTI移除工具的工具头的放大图，而图11是该工具头的进一步放大图。
在其他具体实施方式中，加热件118、蛤壳挖斗120和夹持件122可被放置于CTI移除工具头104上的不同位置。
在使用中，CTI移除工具100及其部件可用于在从燃料管道组件28轴向移除排管插入件34之前加热排管插入件34、冷却排管插入件34、夹持排管32及夹持排管插入件34。CTI移除工具100可在燃料管道组件28内轴向移动以允许接触CTI移除工具100的用于进行这些操作的部件。这些操作将在下文详述。
图6和7所示的CTI移除工具头104被(沿着箭头102方向)完全插入排管容器管板18，使得加热部108与排管插入件34大致对齐。在一些具体实施方式中，加热件118被设置为抵接于或邻近排管插入件34。在一些具体实施方式中，加热件118被放置于排管插入件34的内径内。
在一些具体实施方式中，通过感应加热将排管插入件34从排管容器管板18分离。在一些具体实施方式中，排管插入件34通过传导或对流中至少一种方式被加热。
在一些具体实施方式中，排管插入件34被加热设定时长和/或被加热至设定温度。在一些具体实施方式中，加热时长可为1至10秒，在一个实施例中为1至4秒，而在其他实施方式中加热时长可为10秒以上。在一些具体实施方式中，需将排管插入件34加热到800至1500摄氏度的目标温度。在实施例中，排管插入件34在1.8至2.2秒的时间被加热至1300摄氏度。可以利用一个或多个传感器，如光学传感器、热偶传感器或其它合适的传感器，来测定排管插入件34的各种特征参数。
在一些具体实施方式中，加热件118的电磁参数可在加热件118的电磁感应具体实施方式中被监视。在一些具体实施方式中，设定时间和温度可由控制系统(如控制系统98)来控制。控制系统98可被校准以检测向排管插入件34传递了多少能量。这可在加热过程中提供反馈以例如通过确定对感应系统施加了多少电流或电压来进行加热来了解排管插入件34的加热情况。加热件118的电磁参数可被监视以确定热循环是“合格”还是“不合格”。例如，“合格”或“不合格”的热循环可表明是否已向加热件传送了一定量的能量。
在一些具体实施方式中，排管插入件34的内径可在加热和/或冷却后使用例如孔径规来测定，以确定是否符合期望的内径。这可以在检测中或初始位置进行。在一些具体实施方式中，可使用与用于内径测定的同一工具上的加热件进行第二次加热。在一些具体实施方式中，蛤壳挖斗120或夹具122可提供关于其定位的反馈，并可实现对部件在燃料组件28内的位置的感应。
在一些具体实施方式中，排管插入件34被“冲击加热”，例如按照一定能量分布使用感应加热一定时间。操作者可使用定时器或计算机控制来使加热件118以设定时长工作。在一些具体实施方式中，可使用控制逻辑来自动启动加热件118直至已经经过一定时长和/或排管插入件34达到设定温度或已传输期望水平的能量。
在排管插入件34已被加热件118加热后，CTI移除工具头104从排管容器管板18中被部分抽出，在一个实施例中是沿着箭头114的方向被抽出，从而将冷却部与排管插入件34对齐。
冷却部中至少一个冷却件通过传导和对流中的至少一种方式将排管插入件34冷却。可在冷却部被放置于进行冷却的位置后就开始冷却。
在一些具体实施方式中，冷却件将排管插入件34冷却设定时间和/或直至排管插入件34到达设定温度，例如室温(约20摄氏度)至500摄氏度，在实施例中可以为200摄氏度、180摄氏度或100摄氏度。在一些具体实施方式中，冷却时长可以为几秒(例如3至5秒)至几分钟(例如3至5分钟)或者更长。
可以利用一个或多个传感器，如光学传感器、热偶传感器或其它合适的传感器，来测定排管插入件34的温度。操作者可使用定时器来使冷却件以设定时间工作。在一些具体实施方式中，可使用控制逻辑来自动启动冷却件直至已经经过一定时长和/或排管插入件34达到设定温度。除了通过辐射、传导或自然对流进行的任何冷却之外，当加热部108从排管插入件34移除后热量消散时，还应该进行这种主动冷却。
排管插入件34在加热过程中的变形可能导致排管插入件34在冷却时直径减小。加热排管插入件可能导致塑料形变，而充分的冷却可确保排管插入件34小到足以被移除。
在加热过程中，排管插入件34试图热膨胀，但是这可能受限于管板18的孔19的内径，因此排管插入件34的受热材料被推出孔19的前方和后方。当排管插入件34之后被冷却时，由于排管插入件34在加热阶段的塑料形变，它被冷却至不同的形状并具有较小的外径，冷却可防止发生塑料形变的排管插入件34的多余材料重新进入孔19。
在一些具体实施方式中，更快的移除排管插入件34可能是有利的，例如，当排管插入件34变热而不冷却时，这种时候可能会产生副作用，如加热CTI移除工具100。
在一些具体实施方式中，可能需要更快的冷却排管插入件34以获得更好的塑料形变，这可以导致排管插入件34的内径变小。如果排管插入件34通过室温冷却缓慢冷却，排管插入件34可能塑料回弹至其(加热前的)初始形状。在一些具体实施方式中，这可以通过加热排管插入件34至更高的温度并快速冷却发生形变来避免。
在一些具体实施方式中，在冷却后，CTI移除部110的蛤壳挖斗120轴向啮合于排管插入件34例如以通过与排管插入件34啮合的蛤壳挖斗120的肩部设计的壁架或外缘来进行移除。排管夹持部112的夹具122可单独夹住排管32。然后，蛤壳挖斗120的各部分相对于工具头104轴向移动以将排管插入件34从管板18分离。具有间隔120度设置的三组蛤壳挖斗120的具体实施方式可确保排管插入件34被正确地移除。
在一些具体实施方式中，蛤壳挖斗120还可冷却排管插入件34。
蛤壳挖斗120用于在夹具122使排管32保持原位固定时将排管插入件34拉出管板18。在一些具体实施方式中，具有辊设计的肩部在排管插入件34被拉出时沿着排管32保持。之后，蛤壳挖斗120和/或CTI移除工具100的肩部设计保持与排管插入件34后表面的啮合，从而使排管插入件34随着CTI移除工具被抽出而被轴向拉出。CTI移除工具头104和排管插入件34沿着箭头114的方向从管板18被完全抽出。
在移除排管插入件34后，罩塞可通过例如图钉68被插入晶格管65中的孔隙中以提供辐射防护。
在排管容器6的各端22、24可进行相似的流程以从其他管板18移除排管插入件34。在一些具体实施方式中，对这些流程进行协调使得两个排管插入件34从相同的燃料管道被同时移除。但是，这种协调并不是必须的。
例举的CTI移除工具100可实现三个不同的功能：加热、冷却和移除。在一些具体实施方式中，临时罩塞可在CTI移除工具100被插入晶格套管65之前从晶格套管65移除，并且在排管插入件34从管板18移除前不替换。
在其他具体实施方式中，使用两个或多个工具来实现这三个不同的功能。这些工具可被放置于相同的HWT96上并可相对较快的连续插入和移除，使得罩塞不必被插入这些工具之间。因此，在罩塞移除后，排管插入件34可在重新安装罩塞前被加热、冷却和移除。如有需要，可以在各种工具作业之间使用罩来提供部分防护，在排管插入件34被移除后罩可以被罩塞替换。
参见图8A和8B，所示的CTI移除工具100位于HWT96上。图8A是根据一些包括隔离瓶(瓶124)的具体实施方式的排管插入件移除工具的侧视图。图8B是图8A所示CTI移除工具100的侧视图，但是瓶124没有显示在其中。
如图8A所示，瓶124被放置在HWT96上，CTI移除工具100延伸穿过瓶124进入核反应堆的晶格管65。瓶124可由钢包住的铅或具有适当密度的材料(如混凝土、钢或钨)制成。被移除的排管插入件34被留在瓶124中以减少辐射暴露。
当CTI移除工具100将排管插入件从管板18的后续孔19位置移除时，可以沿着CTI移除工具100的长度方向轴向收集排管插入件34(例如如图9和11所示)。在各个位置，排管插入件34被轴向推回至CTI移除工具100上。在实施例中，在排管插入件34被存入瓶124之前可在CTI移除工具100上收集多达十个排管插入件34。
在一些具体实施方式中，多个(如十个)排管插入件34在瓶124从RTP95移除并被未装载的瓶124替换前通过CTI移除工具头104被移除，然后被送入瓶124中。
在一些具体实施方式中，瓶124可以省略，排管插入件34可以通过例如桥式起重机被留在一组夹具上或转运罐中。
在一些具体实施方式中，x-y龙门架具有两个半圆柱形管组成的夹具，与蛤壳挖斗类似，包住CTI移除工具100。龙门架可提升或放下物品。CTI移除工具100可移动将排管插入件34存放在龙门架的夹具上，起重机可将被移除的排管插入件34运送至废物区。
图8A和8B还例举了感应加热器变压器126，其可被用于向CTI移除工具100供电以将电流和电压转变为支撑加热线圈所需的参数。
在常规换管过程中，从排管容器管板移除排管插入件包括，在每个燃料管道，在移除排管插入件后拆除排管。拆除排管插入件包括：从端罩和晶格管移除罩塞、将加热工具插入端罩和晶格管以到达管板、(例如通过加热)拆除排管插入件、移除加热工具以及替换罩塞。排管移除流程包括：移除罩塞、将移除工具插入端罩和晶格管以到达管板、用移除工具获取被拆除的排管插入件、移除移除工具和排管插入件以及替换罩塞。
应当理解，在每个插入位置(例如管板上的每个孔)进行的上述的排管插入件拆除和移除操作都是时间密集型流程。
如上文所述，在一些具体实施方式中，两个操作(排管插入件拆除和移除)可以合并至一次访问和一次工具插入，例如，使用CTI移除工具：移除罩塞、插入CTI移除工具、(例如通过感应加热)进行排管插入件拆除和(例如通过啮合排管插入件和夹持排管)进行排管插入件移除，以及在替换端罩和晶格管中的罩塞之前移除CTI移除工具100和排管插入件。因此，这可以节省工具过渡时间并总体上节省了换管流程中的一些时间。
另外，在常规换管流程中，首先例如使用利用了常规感应加热系统的排管插入件拆除系统来拆除反应堆一侧上的所有排管插入件。工具然后被切换为常规的排管插入件移除工具，用于进行排管插入件的移除，拉出所有的排管插入件。在一些情况下，遇到未拆卸或未完全拆卸的排管插入件将打断整个工作流程。如果在移除过程中遇到未完全拆卸的排管插入件，需要重新安装排管插入件拆除系统，需要使用感应加热系统来拆卸排管插入件。这可能耗费非常多的时间(例如数天)。
通过用CTI移除工具100作为单一工具来拆除和移除排管插入件34，在尝试移除排管插入件34时遇到未拆卸或未完全拆卸的排管插入件34的风险降低了。同一个工具同时具有排管插入件拆除和排管插入件移除功能使得例如在遇到未完全拆卸的排管插入件时可以很快的进行额外的拆除，而无需退出管道或安装额外的工具。因此节省了换管和核反应堆翻新的时间。
当然，上述的具体实施方式仅处于例举目的，而不是为了限制。所述的具体实施方式容易进行形式、部件设置、具体细节和操作顺序的许多改进。本发明旨在将所有这些改进包括进其权利要求所限定的保护范围。
Claims (17)
1.用于从核反应堆燃料管道组件的排管和核反应堆管板之间移除滚动接头插入件的装置，其特征在于，所述滚动接头插入件将所述排管径向固定至所述管板，所述装置包括：
主体，所述主体从第一端向与所述第一段相对的第二端轴向延伸；
加热器，所述加热器用于将所述滚动接头插入件加热至第一温度；
冷却器，所述冷却器用于将所述滚动接头插入件冷却至第二温度；
壁架，所述壁架用于与所述滚动接头插入件轴向啮合；和
夹具，所述夹具用于夹持所述排管；
其中，所述加热器、所述冷却器、所述壁架和所述夹具沿着所述主体轴向对齐。
2.根据权利要求1所述的装置，其特征在于，所述壁架可径向伸展和收缩。
3.根据权利要求1所述的装置，其特征在于，所述加热器被放置为限定非加热区域，在所述非加热区域中，所述管板不会随着所述滚动接头插入件被加热而被加热。
4.根据权利要求1所述的装置，其特征在于，所述第一温度为800至1500摄氏度。
5.根据权利要求1所述的装置，其特征在于，所述加热器用1.8至2.2秒将所述滚动接头插入件加热至所述第一温度。
6.根据权利要求1所述的装置，其特征在于，所述第二温度为20至180摄氏度。
7.根据权利要求1所述的装置，其特征在于，所述夹具用于将所述排管夹持在固定位置。
8.用于从核反应堆燃料管道组件的排管和核反应堆管板之间移除滚动接头插入件的方法，其特征在于，所述滚动接头插入件将排管径向固定至管板，所述方法包括：
将所述滚动接头插入件加热至第一温度；
在加热之后，将所述滚动接头插入件冷却至第二温度，所述第二温度低于所述第一温度；
夹持所述排管；以及
在夹持所述排管时与所述滚动接头插入件轴向啮合；
其中，所述加热、所述冷却、所述夹持和所述轴向啮合由沿限定的轴轴向移动的单一工具头实施。
9.根据权利要求8所述的方法，还包括从所述管板轴向抽出所述滚动接头插入件。
10.根据权利要求8所述的方法，其特征在于，所述与所述滚动接头插入件轴向啮合包括将壁架径向膨胀至与所述滚动接头插入件啮合。
11.根据权利要求8所述的方法，其特征在于，所述第一温度为800至1500摄氏度。
12.根据权利要求8所述的方法，其特征在于，所述滚动接头插入件用1.8至2.2秒到达所述第一温度。
13.根据权利要求8所述的方法，其特征在于，所述第二温度为20至180摄氏度。
14.根据权利要求8所述的方法，其特征在于，所述加热限定非加热区域，在所述非加热区域中，所述管板不会随着所述滚动接头插入件被加热而被加热。
15.根据权利要求8所述的方法，其特征在于，所述加热是通过感应、传导和对流中的至少一种方式来进行的。
16.根据权利要求8所述的方法，其特征在于，所述冷却是通过传导和对流中的至少一种方式来进行的。
17.根据权利要求9所述的方法，还包括：将抽出的滚动接头插入件存放至隔离瓶中。
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Families Citing this family (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| KR102025875B1 (ko) * | 2018-07-13 | 2019-09-26 | 한국수력원자력 주식회사 | 중수로 시설의 해체 방법 |
| KR102300638B1 (ko) * | 2020-12-01 | 2021-09-09 | 한국수력원자력 주식회사 | 중수로 시설 해체 장치 |
| WO2023060356A1 (en) * | 2021-10-14 | 2023-04-20 | Ats Automation Tooling Systems Inc. | Systems, devices and methods of cutting and cleaning feeder tubes |
| WO2024055098A1 (en) * | 2022-08-24 | 2024-03-21 | Ats Corporation | End fitting grip apparatus and method |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CA2735109A1 (en) * | 2011-03-29 | 2012-09-29 | Atomic Energy Of Canada Limited | Calandria tube joint |
| CA2778596A1 (en) * | 2012-06-01 | 2013-12-01 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Canada Inc. | Support assembly for use with a nuclear reactor tool assembly |
| CN104919532A (zh) * | 2013-01-16 | 2015-09-16 | 西屋电气有限责任公司 | 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 |
Family Cites Families (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US8499840B2 (en) * | 2010-12-21 | 2013-08-06 | Enventure Global Technology, Llc | Downhole release joint with radially expandable member |
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2018
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- 2018-06-22 CN CN201880054718.5A patent/CN111418025B/zh active Active
- 2018-06-22 WO PCT/CA2018/050770 patent/WO2018232526A1/en active Application Filing
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CA2735109A1 (en) * | 2011-03-29 | 2012-09-29 | Atomic Energy Of Canada Limited | Calandria tube joint |
| CA2778596A1 (en) * | 2012-06-01 | 2013-12-01 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Canada Inc. | Support assembly for use with a nuclear reactor tool assembly |
| CN104919532A (zh) * | 2013-01-16 | 2015-09-16 | 西屋电气有限责任公司 | 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 |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| S CHATTERJEE: "Development of rolled joint detachment system for low enriched uranium based advanced heavy water reactor" * |
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