CN1427995A - 核反应堆堆芯装载燃料组件的方法和设备 - Google Patents
核反应堆堆芯装载燃料组件的方法和设备 Download PDFInfo
- Publication number
- CN1427995A CN1427995A CN01808927A CN01808927A CN1427995A CN 1427995 A CN1427995 A CN 1427995A CN 01808927 A CN01808927 A CN 01808927A CN 01808927 A CN01808927 A CN 01808927A CN 1427995 A CN1427995 A CN 1427995A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- fuel assembly
- core
- support plate
- vertical
- reactor
- 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
Images
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
- G21C19/20—Arrangements for introducing objects into the pressure vessel; Arrangements for handling objects within the pressure vessel; Arrangements for removing objects from the pressure vessel
-
- 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)
- Slide Fasteners, Snap Fasteners, And Hook Fasteners (AREA)
- Stacking Of Articles And Auxiliary Devices (AREA)
Abstract
本发明涉及一种方法,该方法包括在装载燃料组件(3)前,在邻近于组件(3)的设计位置的位置上放置至少一个用于引导燃料组件的下端(9b)的装置(18),以便在其四个侧面上引导燃料组件的下端,所述引导装置在堆芯支承板(8)上方具有一个小于堆芯高度的5%的高度。该方法还包括沿一条相对于堆芯(6)内燃料组件位置的垂向轴线偏置的垂向轴线向下移动燃料组件(3),从而在位移过程中保持离开相邻的组件,然后,重新将燃料组件(3)的位置调整在堆芯(6)内其装载位置上,并进行最后缓慢的下降过程,以保证所述下端(9b)自动地受到引导,使燃料组件3放置在堆芯支承板(8)上,从而使燃料组件能够迅速地移至其装载位置。
Description
本发明涉及水冷核反应堆,特别是加压水冷核反应堆的堆芯的装载方法和设备。
加压核反应堆具有在容器内的一个由燃料组件构成的堆芯,燃料组件呈直棱柱形,具有方形横截面,其垂向轴线沿堆芯整个高度设置,沿其侧面并置。每个燃料组件具有一个用于放置在水平堆芯支承板上的下端,堆芯支承板横向设置在核反应堆容器内,并具有供反应堆冷却水通过的通孔。堆芯支承板具有供水通过的孔及用于在每个堆芯燃料组件位置的水平上定位燃料组件的装置,这些燃料组件位置沿堆芯支承板的支承表面形成方孔格栅。用于在堆芯支承板上定位每个燃料组件的装置一般由销子构成,销子相对于支承板上表面突出、用于接合在燃料组件下端孔中,以便保证它们放置在支承板上很好限定的位置上。
核反应堆堆芯的装载是从堆安全壳池上部水平进行的,在那里敞开核反应堆容器的上部,此时容器是敞开的,且注有水。堆芯是垂向向下相继移动每个堆芯燃料组件而被装载的,使燃料组件的下端在很好限定的位置上放置在堆芯支承板上,在上述位置上,从堆芯支承板突出的两个销子接合在燃料组件的下端内。例如,燃料组件在堆芯内的装载位置是被两个界面在相邻侧面上界定的,所述两个界面在堆芯的整个高度上基本连续,彼此垂直,分别由与正在被装载的燃料组件相邻的燃料组件的两个表面形成,或者由壁的两个垂直的侧面形成,所述壁在堆芯的周边设置在核反应堆容器内。
为了在满意的状态下进行核反应堆堆芯的加载,需要解决的问题之一涉及到燃料组件的引导,以便保证使用装载机对其进行安置,在其垂向位移结束时定位在堆芯支承板上。实际上,燃料组件的下端在组件最后的下降阶段必须完好地引导,以便能够使下端的孔接合在从堆芯支承板突出的销子上,从而保证燃料组件在堆芯中的定位。
向核反应堆堆芯内再次加载的燃料组件部分是由用过的组件构成的,这些用过的组件已经在工作循环中滞留在核反应堆中,总的持续时间为几个月或几年。这些组件可能已经在核反应堆堆芯内的辐照下变形,因而例如它们在其轴向上的直线性可能已有缺陷。这导致在使燃料组件下端的孔接合从堆芯支承板突出的销子时困难加大。
因此,曾有人提出使用工具在将燃料组件安置在下端堆芯板上时引导燃料组件的下端。
例如,在FR-2588689中提出一种导向块,该导向块由核反应堆装载机的桅杆支承,这可保证在燃料组件正被放下的瞬间对燃料组件的根部进行引导。
上述文件也提出了引导装置的不同变型,可以借助装载机在堆芯放置就位。这些引导装置在堆芯支承板上方很高的高度上延伸,可能在堆芯板的整个高度上延伸,借助装载机对这些装置的操作是很复杂的操作,可导致装载机不能用于处置燃料组件的期间。
在FR-2 652 942中提出一种帮助装载的工具,该工具包括定位块和一个载运器,载运器设有一个自动位移装置,使其能够在下部堆芯板上移动。工具的远程引导并不容易,工具的复原也可能出现问题。另外,机构复杂,而且保养操作必须在一个被沾染的装置上进行。
另外,核反应堆的装载必须尽可能快地进行,这是因为装载期间位于关闭核反应堆的操作以便再次装载、保养和维修的关键途径上。因此,在堆芯装载操作中取得的任何对时间的节约都可缩短中心反应堆定位时间,从而取得很大的经济效果。如果采用如FR-2588 689中所述的、必须使用装载机的引导装置,那么,装载机的使用适度及生产率就会显著被降低。
另一方面,导引块连同装载机一起使用并不能提供将装置放置在堆芯支承板上那种精确的引导。引导装置在堆芯支承板上的放置就位也降低了可用性,因而降低了装载机用来将燃料组件装入堆芯的生产率。
因此,本发明的目的是提供一种装载水冷核反应堆堆芯的方法,所述堆芯具有方形截面直棱柱形形状的燃料组件,这些燃料组件以其垂向轴线沿堆芯的整个高度布置,沿其侧面并置,每个燃料组件具有一个下端,所述下端具有四个侧面,准备放置在水平的堆芯支承板上,所述堆芯支承板具有供冷却水通过的通孔,及用于使燃料组件定位的装置,朝向一组堆芯的燃料组件位置中的每一个,装载工作是从反应堆的安全壳池的上部水平进行的,容纳堆芯的核反应堆容器通向安全壳池,并且是敞开、注水的,堆芯的每个在垂向位置上的燃料组件借助一个装载机5在垂向向下的位移将每个燃料组件相继地放置在堆芯中的组件位置上,堆芯组件位置具有垂向的组件定位轴线,并且由至少一个基本在堆芯整个高度上延伸的界面来界定,其特征在于:
——在装载一个燃料组件之前,至少一个用于引导燃料组件下端的装置被放置在邻近于待装载的该燃料组件的位置的至少一个组件位置上,使所述下端沿着其四个侧面被引导,以便将其放在堆芯支承板上,所述引导装置在堆芯支承板上方具有一个小于堆芯高度的5%的高度,并且被接合在供水通过的孔中,以便使其定位和固定;
—沿一条垂向轴线以第一速度在垂向上向下位移燃料组件,所述垂向轴线在一个平行于堆芯支承板的方向上相对于堆芯中的燃料组件位置的垂向轴线偏置,使其在位移过程中保持离开至少一个界面,
—至少在燃料组件3的下端已经到达一个离堆芯支承板的垂向距离等于堆芯的高度的5%处时停止燃料组件以第一速度的垂向位移,
—基本水平地位移燃料组件,以便沿核反应堆堆芯中的组件定位轴线放置其轴线,
—以低于第一速度的第二速度在垂向上向下位移燃料组件,以便将其放在堆芯支承板上,使燃料组件的下端在其四个侧面上受到引导。
为了更容易理解本发明,将对照附图描述按照本发明的核反应堆堆芯装载设备,及其在装载方法中的应用。
图1是按照本发明的整个装载设备和使引导燃料组件装置放置就位的装置的正视及剖视图。
图2,3和4分别是用于实施本发明方法的引导装置的正视、剖视和顶视图。
图5和6是在第一和第二工作位置上,能使引导装置在堆芯支承板上放置就位的装置的剖视图。
图7是在改变过程中核反应堆的组装位置格栅的平面图。
图8是按照第二实施例的、按照本发明的使引导燃料组件装置放置就位的装置的正视和局部剖视图。
图9是图8所示的就位装置和核反应堆装载机的从上方看去的视图。
图1示意地表示在反应堆装载燃料组件3的操作过程中核反应堆容器1的上部。
容器1在上部敞开,与在反应堆建筑内混凝土壁限定的核反应堆安全壳池2连通。
在容器1内再次装核反应堆堆芯的操作过程中,安全壳池2和容器1被注水。图1表示安全壳水箱的混凝土壁4的上部,其支承轨道,核反应堆装载机5在轨道上运行。
在容器1内,核反应堆堆芯6占据的空间由周壁7界定,在其下部由堆芯支承板8界定,在堆芯支承板上放置构成堆芯6的燃料组件3。
每个燃料组件3由固定在框架内的燃料棒束构成,其上、下端部分别由上端9a和下端9b构成。堆芯的每个燃料组件借助其下端9b放置在堆芯支承板8上。燃料组件在堆芯支承板8上的定位是由从堆芯支承板8的上表面突出的销子保证的,销子接合在基本呈方形的下端9b的角部上的孔中。
另外,堆芯支承板8具有穿过它的通孔,供水通过,这可保证在垂向上从下至上沿堆芯6的燃料组件3的轴向循环的反应堆冷却水的通过。
与每个燃料组件3的位置成直角,堆芯支承板8具有穿过它的四个通孔11供水通过,还具有两个燃料组件定位销子。
为了进行核反应堆堆芯6的装载,用于构成堆芯6的每个燃料组件3被垂向布置的装载机5把持,并被装载机沿一垂向位移轴线在容器1内降下,直至燃料组件的下端9b在完好限定的燃料组件位置上放置在堆芯支承板8上。
装载机5具有一个运行吊车12,在反应堆安全壳池2的壁4的上部上的轨道上沿(垂直于图1平面的)第一方向移动。
运行吊车5也具有一个滑架13,该滑架安装得可在吊车12的横向梁的上表面上沿一个与运行吊车12位移方向垂直的方向移动。滑架13承载一个引导管14,引导管的垂向轴线在滑架13下面在运行吊车12的横向梁和一个在滑架13上方垂向延伸的柱15之间延伸。
燃料组件装载桅杆10和用于放置引导燃料组件下端9b或跟部的装置18的装置的杆16安装在引导管14内,以便可以在垂向上移动。
装载桅杆10具有一个内部活动部分,该部分的下端包括用于借助夹持燃料组件3上端的装置。
装载桅杆10借助一个滑轮悬挂在提升绞车19的绳索上,绳索挂在悬挂轮轮上,所述绞车设置在装载机的柱15内。
运行吊车12和装载机5的滑架13在交叉运动中的位移可以使得用于装载方形截面棱柱形燃料组件3的桅杆10的轴线放置得在垂向上与在具有垂向轴线的反应堆堆芯6中的任何燃料组件位置对准,以便定位燃料组件,也使得杆16的垂向轴线可垂向放置在堆芯6的任何燃料组件位置上,该位置构成一个与燃料组件3放置位置邻近的位置。
应当注意的是,装载桅杆10和杆16的垂向位移可以彼此独立地进行。
在图1中,所示装载桅杆10处于提升位置,在该位置上,它完全缩入装载机的引导管14内部,所示的杆16处于拔出位置以便安放引导装置18。绞车17和19使装载桅杆10和杆16可沿垂向的轴在其缩回位置和一个下部位置之间位移,以便分别在堆芯支承板8上放置燃料组件或引导装置18。
在图2和4中表示一个引导装置18,该引导装置可借助杆16放置在堆芯支承板8上,以便保证引导燃料组件的下端9b及向下的位置,从而将其放置在堆芯支承板8上。
引导装置18具有一个总体呈棱柱形的壳体20,由一个平行六面体裙部延伸的方形底座,以便连接于底板21。底板21具有燃料组件3的方形截面的形状和尺寸。
在底板21上有向下突出的固定的两个、三个或四个销子22,其用于定位或固定,销子的直径在每个燃料组件位置的水平上稍小于穿过堆芯支承板8的水孔11的直径。另外,销子22放置成可与堆芯6中每个燃料组件位置上在堆芯支承板上的孔4相接合。
引导装置18也具有上端固定在壳体20内的一个夹持和提升部分23,它具有成形的通孔24。最后,沿着设置在底板21对角线两端设置的两个角部,底板21和壳体20具穿通的垂向孔25,以便接合从堆芯支承板8在燃料组件位置上突出的两个销子。
底板21在其中心部分具有一个通孔26,以便使堆芯装备仪器的套销(glove pin)的导向装置通过。
燃料组件上端的引导装置18用于在燃料组件位置放置在堆芯支承板。引导装置18的定向使得销子22实际上无间隙地引入堆芯支承板的水孔,从而保证引导装置18在堆芯支承板上的定心和位置。
另外,相对于堆芯支承板上表面突出的两个销子接合在底板21和壳体20裙部的角部中的孔25内。
当引导装置18放置在燃料组件位置上时,棱锥形壳体30的四个斜面指向邻近于引导装置18设置位置的四个燃料组件位置。因而棱锥形壳体20的表面斜面能够保证燃料组件在邻近于引导装置的四个位置上的导向。
当燃料组件的下端与引导装置18的棱锥形壳体的倾斜外表面之一接触时,该表面由于引导表面的倾角在燃料组件的下端上施加垂向和水平方向上的引导作用。所述引导作用可以作用在棱锥形壳体表面的倾角上而被最佳化。
在引导装置18的夹持和提升部分23中制成的孔24具有一个漏斗式入口部分,接下来是一个缩小的颈部,最后是一个比颈部宽的部分。在核电站中准备使用带有操纵灵敏的夹爪的提升装置提升的部件如堆芯反应率的控制束的情形中,上述孔的形状是传统的形状。
引导装置18可被一根杆、如杆16承接和位移,杆16具有一个带有操纵灵敏的夹爪的夹持装置。
图5和6表示杆16,杆16具有一个管状体16a,该管状体借助一个悬挂头27悬挂在绞车19的提升绳索上,所述悬挂头上固定着一个补偿器26。
悬挂头27固定在管状体16a的上部上,在管状体上在轴向通孔的水平上固定着一个起重器28的本体,所述起重器在悬挂头27内轴向地设置,并借助一个长的管状件29轴向延伸,该管状件共轴地安装在管状体16a内。管状体16a轴向延伸的一个管状件31在其下端承载着一个夹持组件30,该夹持组件可借助具有一个管状支承件33的起重器28的杆32灵敏操纵。
夹持组件30包括一个与管状支承件33为整体的夹子支承件34,其上安装着似乎于核反应堆的控制束的夹爪的两个夹爪35,可绕轴线35′摆动。
在管状支承件33内,起重器28的杆32可移动地安装,用于操纵夹爪35的橄榄形捏手37a的杆37共轴地安装在所述杆32的下部上,并可围绕轴线37′摆动。
杆32在其轴向延伸上具有铰接方式安装的橄榄形捏手37a的杆37,杆32的下端具有一个加宽部分,在该加宽部分上承载一个回位螺旋弹簧38的下端部分,该弹簧设置在管状支承件33的轴向孔内,以其下端支承在管状支承件33的一个肩部上。
弹簧38经过校正以保证杆32和橄榄形捏手37a的复位,所述橄榄形捏手连接在图6所示低位上,在该低位上,橄榄形捏手37保证夹爪35的分开。
向气动起重器28供应工作流体可保证操纵杆32和橄榄形捏手的位移,橄榄形捏手通过压缩弹簧38而轴向向上地接合于杆37,使处于高位的橄榄形捏手37a可保证夹爪35的最大程度的闭合,如图5所示。
在该闭合位置上,夹爪35被引入夹紧孔,例如,类似于核反应堆控制束的圆头的孔的引导装置18的孔24。
释放启动起重器28的压力可保证杆32、杆37和橄榄形捏手37a在轴向向下方向上在弹簧38作用下的位移,弹簧38在杆32向上位移过程中已被压缩。
橄榄形捏手37a则保证夹爪的分开,如图6所示。
然后,夹爪35的端部放置在小直径中心部分下面的孔24的加宽部分中,保证引导装置在杆16端部上的连接。
然后可以进行悬挂在杆16的夹紧组件30的端部上的引导装置18的位移。引导装置18的连接位置由弹簧38以被动方式保持。
在安全壳池上部水平以下由装载机5的控制中心进行的对杆16的操纵使引导装置18可在燃料组件位置上放置在堆芯支承板,引导装置的销子22被引入在燃料组件位置的水平上穿过堆芯支承板的水孔。
通过启动起重器28,可以使夹爪35从引导装置18的孔24释放出来,并可再次提升操纵杆16,以便将引导装置留在核反应堆堆芯支承板上燃料组件位置处。
为了进行上述操纵,操纵杆16的提升滑车19具有一个由速度控制器控制的往复运动的电动机,使导向装置能够以每分钟大约15m的速度的垂向位移就位。提升滑车也包括一个集成的运行制动器、一个减速器和一个设有安全闸的不锈钢收紧鼓。操纵杆16借助不锈钢缆悬挂,杆的补偿器26具有一测力轴线,在过载或欠载的情况下或在引导装置放置过程中,使杆的运动可被停止。另外,至少一个编码器与杆的提升滑车配合工作,以便知道承载导向装置18的杆的端部在垂向上的确切位置,并检测滑车的任何过速。
起重器具有两个位置传感器,它们使夹爪35的接合或脱开状态可被发现,来自位置传感器的信号被传送至装载机5的控制中心。
操纵杆16的上部与基本与通常在核反应堆的装载机上使用的电视杆的尺寸相同,以便在管14中再次使用现有的电视杆的引导构件,因而在核反应堆现场在电视杆和操纵杆之间可实现互换。
但是,杆16的下部的尺寸显著小于电视杆体,以便在杆和燃料组件之间有足够间隙地引入堆芯。
用于监视和控制处置引导装置18的装置装入装载机5的控制中心内。
图7表示核反应堆的堆芯支承板8的上表面和在堆芯支承板8上呈现方孔格栅形式的燃料组件3的位置的堆芯6。
堆芯6已经在装载操作中以传统的方式表示出来,装入堆芯的燃料组件占据的位置40由叉子表示,而未被燃料组件占据的位置40没有任何标识符号。
堆芯6的燃料组件位置40设置在外部由周边轮廓39界定的方孔格栅中,所述周边轮廓相应于界定堆芯6的壁7的横截面。
堆芯6的壁7是垂向平板构成的,基本堆芯的高度,沿轮廓39垂向设置。
位于堆芯周边的燃料组件3承载在壁板的一个或两个侧表面上。
该图也表示在内有叉子的位置40内处于更换过程中的燃料组件3,在位置40上标出且内部没有叉子的方形指示在燃料组件3的装载过程中使用的引导装置。
如附图所示,堆芯内放有燃料组件3的格室其位置40a构成在堆芯支承板8的平面内的横截面,在两个相邻侧上是被与正在进行燃料组件装载的格室相邻位置上的燃料组件的两个侧面界定的,这些相邻燃料组件的侧面是彼此垂直的。
正在装载燃料组件3的格室的其它两侧未被燃料组件侧面占据。
核反应堆堆芯的装载是沿相继的彼此平行的对角线如41a,41b和41c进行的,因而在任何燃料组件的装载过程中,使接纳燃料组件的格室在两个侧面上总是被以基本连续方式在堆芯的整个高度上延伸的表面封闭,而在它的其它两侧是敞开的。
在沿对角线41a装载燃料组件3的情形中,每个用于装载燃料组件的格室在两个侧面上是由两个彼此垂直,在堆芯整个高度上延伸的、两个彼此垂直的壁板的两个部分形成的两个表面界定的。
在沿随后的对角线41b,41c装载燃料组件的情形中,引入燃料组件的格室是由彼此垂直的两个表面界定的,这两个表面是由两个壁板部分,或由一个壁板部分和燃料组件的一个表面,或由燃料组件的两个侧面构成的。
对于第一对角线,装载是沿第一方向进行的,对于其后的对角线是沿相反方向进行的,例如,如图中线41a,41b和41c端部箭头所表示的那样。
在所有的情形中,在核反应堆堆芯6的装载过程中,即将放入燃料组件3的每个格室在两个侧面上是由壁面或含有沿堆芯整个高度基本连续方式延伸的限制表面的燃料组件封闭的,而在其另外两个侧面上是敞开的,当然,每个燃料组件格室具有类似于燃料组件形状的形状,也就是说,具有方形截面的直棱柱形形状。
下面描述将燃料组件3装载在一个堆芯燃料组件格室内的操作,所述格室垂向与位置40a对准,在图7中,位置40a在一排位置41h内,一排位置41h是沿着一条与对角线41,41b和41c平行的对角线设置的。
对角线排41h已填装燃料组件3直至位置40a,准备装载燃料组件3的相应格室在两个侧面上是由正在进行燃料组件3的装载的格室的相邻燃料组件表面界定的。
在核反应堆堆芯6的再次装载前的操作过程中,在每次装载燃料组件3的操作中将要使用的两个引导装置18被放置在反应堆安全壳池2的底座中的储存架上。
在能够固定在装载机5的装载桅杆10上的燃料组件3被放置以前,两个引导装置18被放置在包围准备放置燃料组件3的位置40a的燃料组件位置上,使得在堆芯支承板放置燃料组件的过程中,燃料组件的下端9b在其四个侧面上受到引导。为此使用处置引导装置的杆16,该杆的操作是独立于装载燃料组件的桅杆的操作的。
从下文将可以看出,实际上,在装载燃料组件的每个阶段上,为了界定在堆芯支承板8上方装载燃料组件的位置,只要从一个燃料组件位置至另一个燃料组件位置位移一个引导装置18基本上就足够了。
在将销子22引入堆芯支承板中水的流通孔内以后,引导装置18在堆芯支承板8上方突出的部分相当于壳体20的高度,该高度相对于堆芯的全部高度来说是很小的。因此,在加压水冷核反应堆堆芯的情形中,堆芯是由高度取决于反应堆为4至5米左右的组件构成的,引导装置18的壳体的高度小于20cm,也就是说,小于堆芯全部高度的5%。
在围绕位置40a的两个需要的位置上放置引导装置18以后,使装载机以下述方式定位:它的使燃料组件位移的垂向轴线相对于堆芯上部板上的燃料组件的位置40a的垂向轴线,在平行于堆芯支承板8的、与界定待装载的燃料组件3的格室的燃料组件的两个表面相反的水平方向上显著偏置。
装载机的垂向位移轴线相对于界定格室的两个表面的偏置大约为10cm,使得在将燃料组件降入核反应堆堆芯的过程中,燃料组件的两个表面在装载过程中与由相邻燃料组件的表面形成的格室的两个表面相距一定距离,这样就能够避免燃料组件的任何震动和摩擦。
这样就能够保证将燃料组件3在核反应堆容器内以快速的第一速度如每分钟15米的速度降下。
燃料组件的快速下降至少在下端9b到达堆芯支承板上方等于堆芯高度5%的距离时停止,也就是说,在引导装置18上部的水平停止。然后,燃料组件基本沿水平方向位移,以便将其垂向轴线按照其在核反应堆堆芯中的装载位置设置。然后,使燃料组件的下降以低于第一速度的第二速度,即,以慢速恢复,该慢速例如可以为每分钟1.2米。
当燃料组件的下端9b到达稍许在堆芯支承板8上表面上方、引导装置占据的区域时,燃料组件的下端可接触引导装置18的斜面,所述斜面向下在变化过程中指向燃料组件的格室。这些斜面能够不只在垂向上,而且在分别垂直于相邻的燃料组件3的两个表面的两个水平方向上保证引导燃料组件的跟部,并施加将燃料组件推向位置40a内部的力。所述下端在上述阶段中不仅被引导装置18,而且也被相邻燃料组件的末端(或取决于装载位置,被壁部)引导。
只要燃料组件3被正确定向,该燃料组件的下端就被放置在位置40a上,使末端的孔接合在堆芯支承板8的相应的定心、定位销子上。
因此,借助按照本发明的方法装载燃料组件能够以快速的方式进行,具有很大的可靠性。
应当注意的是,为降至堆芯支承板,燃料组件在垂向的位移不受任何相邻构件的妨碍,其原因在于,它的朝向相邻燃料组件的表面相隔一个足够的距离,使轴向偏置(例如10cm),燃料组件的另外两表面设置在格室未封闭的侧面上。
燃料组件的这种下降,其轴线相对于其格室轴线的位置有显著的偏置,这种下降称为“大偏置”装载。
按照沿方形格栅对角线设置的诸排进行的在一个方向,再在另一个方向上的燃料组件装载称为“蛇形”装载。
在将燃料组件3垂向与位置40a对准地装入格室后,将一个燃料组件装入沿对角线41h的相邻格室,垂向上与堆芯支承板8上的位置40b对准。
应当注意的是,位置40b的一个侧面已经被引导装置18界定,这足以使以前使用的第二引导装置18位移。
为此,在第一时间后,用于将燃料组件装入装载机的管内的桅杆10被再次提升,并且用于处置引导装置18的杆16被降下,并同时侧向位移,以便接纳待位移的引导装置18。
将已被接纳的引导装置18提升至一个高度,使其能够在留在堆芯支承板上的位置上的第二引导装置18的上方通过,将已被接纳的引导装置18位移直至其相邻于位置40b的新位置。从一个向另一个位置的水平位移是借助装载机进行的。然后,将已被接纳的引导装置放置在相邻于位置40b的自由位置上。
在其新位置上松释引导装置以后,在处置机的引导管内再次提升处置杆,将装载机移至接纳一个燃料组件的区域,然后,将该燃料组件放置在格室中,垂向与位置40b对准,其方式已经在关于将燃料组件3放置在垂向与位置40a对准的格室的情形中描述过了。
沿线41h继续装载操作直至该排的末端,然后以相反的方向对角地进行下一排的装载。
在诸排的末端某一位置上,也许必须位移两个引导装置,以便保证一排的第一或第二燃料组件的装载。
因此,按照本发明的方法能够迅速、十分可靠地进行核反应堆堆芯的全部装载工作,其操纵最大限度地减小了装载机的不可用性。
图8和9表示能够实施本发明的方法的装置的第二实施例。
在关于第一实施例的图1中和在关于第二实施例的图8和9中的相应零件使用相同的附图标记。
在第二实施例的情形中,用于处置在垂向上被绞车19位移的引导装置18的杆16由一个滑架43承载,该滑架在一个第二运行吊车42上位移,吊车42本身安装成可在与处置机5的第一运行吊车12相同的导轨上移动,处置机5则固定在安全壳池2的壁4的上端部分。
因此,用于处置引导装置18的杆16的位移能够独立于装载机5的位移进行,这样就使燃料组件的引导装置18可以在堆芯支承板8上就位,而不致影响装载机的可用性。
因此,在装载燃料组件3前使一个引导装置18(或两个引导装置18)定位的操作的过程中,装载机能够在一个空载时间内接纳引导装置。在装载机位移过程中,使引导装置18在空载时间中就位的操作的进行,考虑到进行装载机、吊车和处置引导装置18的杆的位移的滑架的不同位移所需要的速度,使堆芯的再装载能够加速进行。
另外,处置吊车和处置引导装置的杆的位移的滑架可以用来进行不同工具的、特别是用于连接和脱开调节核反应堆堆芯中反应率的控制棒束的调节和配置。在这种情形中,在堆芯的再装载以后,引导装置18被放在安全壳池底座中的它们的储存架上,用于处置引导装置的杆16被拆卸,以便将其放在反应堆安全壳池内设置的一个储存架上。
用于连接和脱开核反应堆控制棒束的工具被安装在第二运行吊车42和滑架43上。
处置杆16的第二运行吊车42的储存在一个储存区域内被实施,如图9所示,该储存区域位于核反应堆上部内部设备的储存架44的附近。
在所有各种情形中,按照本发明的方法和装置能够以很快速、很可靠的方式进行核反应堆堆芯的装载。
本发明并不严格地局限于已经描述的实施例。
因此,燃料组件的引导装置和处理这些引导装置的杆可以制成与已经描述的形式不同的形式。
核反应堆堆芯的装载也可以按照与已经描述的顺序不同的顺序进行,其优点在于只需要引导装置最少数目的位移。
本发明以一般的方式适用于任何水冷式核反应堆堆芯的装载,在所述堆芯中具有方形截面棱柱形形状的燃料组件,这些燃料组件以并置的方式设置在核反应堆堆芯中的方孔格栅中。
Claims (9)
1.装载水冷核反应堆堆芯的方法,所述堆芯具有方形截面直棱柱形形状的燃料组件(3),这些燃料组件以其垂向轴线沿堆芯(6)的整个高度布置,沿其侧面并置,每个燃料组件具有一个下端(9b),所述下端具有四个侧面,准备放置在水平的堆芯支承板(8)上,所述堆芯支承板具有供冷却水通过的通孔(11),及用于使燃料组件(3)定位的装置,朝向一组堆芯(6)的燃料组件位置中的每一个,装载工作是从反应堆的安全壳池(2)的上部水平进行的,容纳堆芯(6)的核反应堆容器(1)通向安全壳池(2),并且是敞开、注水的,堆芯(6)的每个在垂向位置上的燃料组件借助一个装载机(5)在垂向向下的位移将每个燃料组件相继地放置在堆芯(6)中的组件位置上,堆芯组件位置具有垂向的组件定位轴线,并且由至少一个基本在堆芯整个高度上延伸的界面来界定,其特征在于:
—在装载一个燃料组件3之前,至少一个用于引导燃料组件下端(9b)的装置(18)被放置在邻近于待装载的该燃料组件(3)的位置的至少一个组件位置上,使所述下端(9b)沿着其四个侧面被引导,以便将其放在堆芯支承板8上,所述引导装置18在堆芯支承板8上方具有一个小于堆芯高度的5%的高度,并且被接合在供水通过的孔(11)中,以便使其定位和固定;
—沿一条垂向轴线以第一速度在垂向上向下位移燃料组件,所述垂向轴线在一个平行于堆芯支承板(8)的方向上相对于堆芯(6)中的燃料组件位置(40a,40b)的垂向轴线偏置,使其在位移过程中保持离开至少一个界面,
—至少在燃料组件3的下端(9b)已经到达一个离堆芯支承板8的垂向距离等于堆芯(6)的高度的5%处时停止燃料组件3以第一速度的垂向位移,
—基本水平地位移燃料组件(3),以便沿核反应堆堆芯(6)中的组件定位轴线放置其轴线,
—以低于第一速度的第二速度在垂向上向下位移燃料组件(3),以便将其放在堆芯支承板(8)上,使燃料组件(3)的下端在其四个侧面上受到引导。
2.如权利要求1所述的方法,在装载核反应堆堆芯(6),使其燃料组件(3)在方孔格栅中的位置(40)上放置在堆芯支承板(8)上的情形中,其特征在于:燃料组件(3)在核反应堆堆芯中的装载是沿堆芯支承板(8)的装载位置(40)的方孔格栅的对角线(41a,41b,41c,41h)进行的,每个燃料组件(3)以下述方式装载,即,使其上端承载在沿一对角线随前一组件的装载位置之后设置的一个位置(40a,40b)上,在装载燃料组件(3)的两次操作之间,至少一个引导装置(18)沿一条对角线位移,该对角线平行且邻近于沿其正在进行装载的对角线。
3.如权利要求2所述的方法,其特征在于:装载是相继地在一方向上,然后在另一个方向上沿彼此平行的对角线(41a,41b,41c,41h)进行的。
4.如权利要求1至3中任一项所述的方法,其特征在于:燃料组件沿所述偏置的垂向轴线垂向位移的所述第一速度为每分钟15米左右。
5.用燃料组件(3)装载水冷核反应堆的堆芯的装置,所述燃料组件呈方形截面的直棱柱形形状,以其垂向轴线沿堆芯(6)的整个高度设置,沿其侧面并置,并且每个燃料组件具有用于放置在一水平的堆芯支承板(8)上的下端(9b),所述堆芯支承板具有供冷却水通过的通孔,及用于使燃料组件(3)定位的、面对堆芯(6)的一组燃料组件位置中的每一个的装置,装载是从反应堆的安全壳池(2)的上部水平进行的,容纳堆芯(6)的核反应堆容器(1)通向所述安全壳池,并敞开、注有水,堆芯(6)的每个在垂向位置上的每个燃料组件(3)借助一个装载机(5)的垂向向下的位移相继地使每个燃料组件放置在堆芯(6)内的一个装载位置上,所述装载位置是由至少一个基本在堆芯的整个高度上延伸的界面界定的,并且具有一垂向装载轴线,其特征在于它还包括:
—至少一个用于引导燃料组件(3)下端(9b)的装置(18),所述引导装置(18)具有一个至少部分呈带有方形底部的棱锥形的壳体(20);一个支承板,在其上固定方形壳体,具有燃料组件(3)的横截面,在支承板上固定至少两个销子(22),所述销子用于在穿过堆芯支承板(8)上的供水通过的孔中定位,所述销子在与棱锥形壳体(20)相反的方向上突出;以及一个连接于壳体(20)的夹持和提升部分(23),该部分配置得沿棱锥形壳体(20)的轴线与具有夹持孔(24)的底板(21)相对,
—一个处置杆,所述处置杆具有远程操纵的装置,以便借助一抓取器的夹爪通过引导装置(18)的所述夹持部分(23)的孔(24)夹持一个引导装置(18),
—用于在垂向上位移所述处置杆(16)的装置(19),
—用于在水平面内在两个彼此垂直的方向上位移处置杆的装置(12,13,42,43),这些装置设置在安全壳池(2)水平的上方;以及用于遥控处置杆的抓取器的夹爪(35)以便接纳和放开引导装置(18)的装置。
6.如权利要求5所述的装置,其特征在于:用于处置引导装置(18)的所述杆(16)在其上部具有类似于装载机的电视杆尺寸的尺寸,使其可以在核反应堆现场与电视杆互换。
7.如权利要求5和6中任一项所述的装置,其特征在于:所述处置杆(16)具有一个夹持组件(30),该夹持组件具有一个管状支承件(33),抓取器的夹爪(35)安装在所述管状支承件上,在所述管状件中可滑动地安装着一个起重器(28)的致动杆(32),以便操纵处置杆的抓取器,处置杆在其一端连接一个橄榄形捏手(37a)以驱动夹爪(35)在一闭合位置和一分开位置之间位移,从而借助起重器的致动杆(32)的位移进行抓取。
8.如权利要求5至7中任一项所述的装置,其特征在于:用于使引导装置(18)的处置杆(16)在水平面内在两个彼此垂直的方向上位移的所述装置由一个桥式吊车(12)和一个具有装载机(5)的交叉运动的滑架(13)构成,装载机(5)具有一个装载燃料组件(3)的桅杆(10),处置杆(16)安装成可在装载机5的装载桅杆(10)的引导管(14)内在垂向上移动,并且连接于一个绞车(19),以便在垂向上位移,所述绞车接合在装载机5的滑架(13)上。
9.如权利要求5至7中任一项所述的装置,其特征在于:用于使引导装置(18)的处置杆(16)在水平面内在两个彼此垂直的方向上位移的所述装置由独立于核反应堆装载机(5)的一个第一桥式吊车(12)、并可在核反应堆的上部水平上方的位移导轨上运动的一个第二桥式吊车(42)和一个独立于装载机5、且沿一个与所述第二桥式吊车(42)位移方向垂直的方向上可移动地安装在第二桥式吊车(42)的梁上的滑架(43)构成。
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
FR0005729A FR2808615B1 (fr) | 2000-05-04 | 2000-05-04 | Procede et dispositif de chargement du coeur d'un reacteur nucleaire avec des assemblages de combustible |
FR00/05729 | 2000-05-04 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN1427995A true CN1427995A (zh) | 2003-07-02 |
CN1209768C CN1209768C (zh) | 2005-07-06 |
Family
ID=8849905
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CNB018089275A Expired - Fee Related CN1209768C (zh) | 2000-05-04 | 2001-03-29 | 核反应堆堆芯装载燃料组件的方法和设备 |
Country Status (7)
Country | Link |
---|---|
EP (1) | EP1279172B1 (zh) |
CN (1) | CN1209768C (zh) |
AT (1) | ATE335278T1 (zh) |
DE (1) | DE60121936T2 (zh) |
FR (1) | FR2808615B1 (zh) |
WO (1) | WO2001084557A1 (zh) |
ZA (1) | ZA200208929B (zh) |
Cited By (8)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN100573734C (zh) | 2003-08-18 | 2009-12-23 | 燃料元素开放式股份公司 | 用于核反应堆的燃料棒组件 |
CN101432824B (zh) * | 2006-04-27 | 2012-07-04 | 阿雷瓦核废料回收公司 | 用于核燃料组件的容器装载罩盖、将核燃料组件装载在运输容器中的装置和装载方法 |
CN101625906B (zh) * | 2009-07-22 | 2012-07-25 | 中国广东核电集团有限公司 | 一种控制棒处理的操作方法及其处理工具 |
CN103811086A (zh) * | 2012-11-09 | 2014-05-21 | 中国广东核电集团有限公司 | 核电站堆芯燃料组件的换料监视方法和系统 |
CN106910540A (zh) * | 2017-03-30 | 2017-06-30 | 上海核工程研究设计院 | 一种压水堆核电厂燃料组件斜面型装载导向工具 |
CN106910543A (zh) * | 2017-03-30 | 2017-06-30 | 上海核工程研究设计院 | 一种压水堆核电厂燃料组件夹边型装载导向工具 |
CN108557625A (zh) * | 2017-12-27 | 2018-09-21 | 太原重工股份有限公司 | 导向抓取设备 |
CN109074882B (zh) * | 2016-04-25 | 2022-10-18 | 夫拉马托姆公司 | 用于在运送过程中利用燃料组件处理装置固定燃料组件的安全系统 |
Families Citing this family (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR2845815B1 (fr) * | 2002-10-15 | 2004-12-17 | Reel Sa | Procede pour la mise en place d'assemblages de combustible nucleaire au sein du coeur d'un reacteur de centrale nucleaire, et dispositif pour la mise en oeuvre de ce procede |
CN101740148B (zh) * | 2008-11-20 | 2012-01-25 | 中国核电工程有限公司 | 核电站辐照样品抓具 |
CN101807442A (zh) * | 2010-03-12 | 2010-08-18 | 中国原子能科学研究院 | 一种用于钠冷快堆新燃料组件的装载机 |
BR112024001199A2 (pt) * | 2021-07-22 | 2024-04-30 | Kernkraftwerk Goesgen Daeniken Ag | Método para, em função da carga, descarregar e/ou carregar um elemento combustível a partir de ou para o interior de um recipiente de elemento combustível |
Family Cites Families (8)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US4676945A (en) * | 1984-12-20 | 1987-06-30 | Exxon Nuclear Company, Inc. | Fuel assembly insertion system |
FR2588689B1 (fr) * | 1985-10-11 | 1987-12-24 | Fragema Framatome & Cogema | Machine de manutention d'assemblage combustible nucleaire et procede de chargement de reacteur en comportant application |
FR2614128B1 (fr) * | 1987-04-15 | 1992-06-12 | Electricite De France | Outil d'aide au chargement des assemblages combustibles d'un reacteur nucleaire a eau pressurisee 1300 mw |
FR2652942B1 (fr) * | 1989-10-11 | 1993-05-07 | Electricite De France | Outil d'aide au chargement d'elements combustibles d'un reacteur nucleaire. |
FR2704085B1 (fr) * | 1993-04-16 | 1995-06-16 | Reel Sa | Procede pour la mise en place cote a cote d'assemblage de combustibles nucleaires dans une cuve de reacteur, et ensemble de modules pour la mise en oeuvre de ce procede. |
JP3104471B2 (ja) * | 1993-05-11 | 2000-10-30 | 富士電機株式会社 | 高速増殖炉の燃料交換機グリッパ |
US5490185A (en) * | 1993-07-23 | 1996-02-06 | Westinghouse Electric Corporation | System for automatic refueling of a nuclear reactor |
US5898745A (en) * | 1997-10-07 | 1999-04-27 | Framatome Technologies, Inc. | Nuclear fuel assembly locator |
-
2000
- 2000-05-04 FR FR0005729A patent/FR2808615B1/fr not_active Expired - Fee Related
-
2001
- 2001-03-29 CN CNB018089275A patent/CN1209768C/zh not_active Expired - Fee Related
- 2001-03-29 WO PCT/FR2001/000954 patent/WO2001084557A1/fr active IP Right Grant
- 2001-03-29 EP EP01919596A patent/EP1279172B1/fr not_active Expired - Lifetime
- 2001-03-29 AT AT01919596T patent/ATE335278T1/de not_active IP Right Cessation
- 2001-03-29 DE DE60121936T patent/DE60121936T2/de not_active Expired - Lifetime
-
2002
- 2002-11-04 ZA ZA200208929A patent/ZA200208929B/en unknown
Cited By (9)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN100573734C (zh) | 2003-08-18 | 2009-12-23 | 燃料元素开放式股份公司 | 用于核反应堆的燃料棒组件 |
CN101432824B (zh) * | 2006-04-27 | 2012-07-04 | 阿雷瓦核废料回收公司 | 用于核燃料组件的容器装载罩盖、将核燃料组件装载在运输容器中的装置和装载方法 |
CN101625906B (zh) * | 2009-07-22 | 2012-07-25 | 中国广东核电集团有限公司 | 一种控制棒处理的操作方法及其处理工具 |
CN103811086A (zh) * | 2012-11-09 | 2014-05-21 | 中国广东核电集团有限公司 | 核电站堆芯燃料组件的换料监视方法和系统 |
CN103811086B (zh) * | 2012-11-09 | 2016-05-04 | 中国广核集团有限公司 | 核电站堆芯燃料组件的换料监视方法和系统 |
CN109074882B (zh) * | 2016-04-25 | 2022-10-18 | 夫拉马托姆公司 | 用于在运送过程中利用燃料组件处理装置固定燃料组件的安全系统 |
CN106910540A (zh) * | 2017-03-30 | 2017-06-30 | 上海核工程研究设计院 | 一种压水堆核电厂燃料组件斜面型装载导向工具 |
CN106910543A (zh) * | 2017-03-30 | 2017-06-30 | 上海核工程研究设计院 | 一种压水堆核电厂燃料组件夹边型装载导向工具 |
CN108557625A (zh) * | 2017-12-27 | 2018-09-21 | 太原重工股份有限公司 | 导向抓取设备 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
ZA200208929B (en) | 2003-10-07 |
CN1209768C (zh) | 2005-07-06 |
EP1279172A1 (fr) | 2003-01-29 |
EP1279172B1 (fr) | 2006-08-02 |
WO2001084557A1 (fr) | 2001-11-08 |
ATE335278T1 (de) | 2006-08-15 |
DE60121936D1 (de) | 2006-09-14 |
FR2808615B1 (fr) | 2002-08-02 |
DE60121936T2 (de) | 2007-03-01 |
FR2808615A1 (fr) | 2001-11-09 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN1209768C (zh) | 核反应堆堆芯装载燃料组件的方法和设备 | |
JP6931944B2 (ja) | 採鉱用油圧サポートのピン軸自動取り外し設備及びその応用 | |
CN105263849B (zh) | 自架设顶升塔 | |
JPS6123519B2 (zh) | ||
CN102720448B (zh) | 一种用于钻杆接立根的装置及钻杆接立根方法 | |
CN1139080C (zh) | 原子反应堆内机器用吊装装置 | |
JP4620476B2 (ja) | 炉内計装筒の予防保全方法及び炉内計装筒の予防保全装置 | |
CN210307852U (zh) | 水泥窑分解炉清洁皮机器人 | |
JPH0915377A (ja) | 遠隔炉内作業装置および方法 | |
JPH09159788A (ja) | 原子炉内遠隔作業装置およびその作業方法 | |
CN1145174C (zh) | 用于吊装核反应堆芯的装载装置及方法 | |
CN106378636B (zh) | 可滑移回转台抱夹自动开启装置 | |
CN112031681A (zh) | 一种液压修井机 | |
CN203097759U (zh) | 一种二层台舌台前置钻杆排放装置 | |
CN112211574B (zh) | 一种无顶驱工况下推扶式管柱处理设备的排钻柱方法 | |
CN209974209U (zh) | 一种bop移运装置 | |
CN112387920A (zh) | 断路器的全自动铆接设备 | |
CN210117179U (zh) | 一种避震式泵撬块吊放系统 | |
CN209737153U (zh) | 一种拉床的自动上下料装置 | |
CN207997252U (zh) | 一种换热器移位工装 | |
CN207566798U (zh) | 互保平衡的升降平台装置 | |
CN216028265U (zh) | 一种垫圈加工用钻孔定位装置 | |
CN114888555B (zh) | 紧固件更换和检修装置 | |
CN106193630B (zh) | 预制砼排架柱吊装找正工具 | |
CN100351158C (zh) | 装备电梯井道的预制构件,装备井道的组件及组装方法 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
C06 | Publication | ||
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 | ||
CF01 | Termination of patent right due to non-payment of annual fee |
Granted publication date: 20050706 Termination date: 20160329 |
|
CF01 | Termination of patent right due to non-payment of annual fee |