CN86101049A - 用来整修核反应堆燃料组件用的谱移装置的装置和方法 - Google Patents
用来整修核反应堆燃料组件用的谱移装置的装置和方法 Download PDFInfo
- Publication number
- CN86101049A CN86101049A CN198686101049A CN86101049A CN86101049A CN 86101049 A CN86101049 A CN 86101049A CN 198686101049 A CN198686101049 A CN 198686101049A CN 86101049 A CN86101049 A CN 86101049A CN 86101049 A CN86101049 A CN 86101049A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- mentioned
- displacement rod
- runner
- group
- rod
- 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.)
- Pending
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- G21C3/40—Structural combination of fuel element with thermoelectric element for direct production of electric energy from fission heat or with another arrangement for direct production of electric energy, e.g. a thermionic device
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/26—Control of nuclear reaction by displacement of the moderator or parts thereof by changing the moderator concentration
- G21C7/27—Spectral shift control
-
- 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)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Spectroscopy & Molecular Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Liquid Carbonaceous Fuels (AREA)
- Extraction Or Liquid Replacement (AREA)
- Optical Communication System (AREA)
- Cash Registers Or Receiving Machines (AREA)
- Spectrometry And Color Measurement (AREA)
Abstract
本发明涉及用来整修慢化剂/冷却剂置换棒的一种方法和装置,该棒用于谱移装置,整修前里面充满了水。整修时,在分别与各置换棒(50)上、下部空腔(92,94)相通的两条流道上设置互相独立的空气进入通道(96,86)和液体排出通道(88,98)。把带压力的空气从空气进入通道导入,则位于液体排出通道的入口端(108)之上的全部液体就被赶出置换棒,从而就可以对该棒进行整修。
Description
本发明一般涉及核反应堆,特别是涉及用来整修核燃料组件中重复使用的谱移装置的方法和装置。
为了延长两次换料之间反应堆堆芯的寿命,传统的做法是在压水堆堆芯内设置一定量的初始过剩反应性,控制这一过剩反应性的一项熟知的技术是产生一个初始的谱移(Spectral shift),这种谱移的作用是牺牲一部分热中子谱(或反应性高的中子谱)而增加中子能谱中超热中子谱(或反应性低的中子谱)部分,结果使生成的热中子数目减少了,因而就减少了裂变。然后,在堆芯循环后期裂变自然减少时,中子能谱又反过来从超热中子部分移向热中子部分。这种谱移技术通常用一些所谓的置换棒来实现,这些置换棒开始时放在反应堆堆芯中以置换某些慢化中子的冷却剂,从而使堆芯的反应性下降。然后,在堆芯循环的稍后阶段,当反应性耗尽时,除掉最初使用的慢化剂/冷却剂的置换物,使中子能谱反过来移向热中子部分,这样就提高了反应性水平。
借助于置换棒来实现谱移有各种途径,其中有些方法是依靠两端封装的空心的置换棒,这些置换棒设计成在一次堆芯循环期的一定时间内被一回路慢化剂/冷却剂所涌满。本发明的主要目的是提供一种方法和装置用来整修准备重复使用的置换棒,被整修的置换棒在先前的堆芯循环期内是涌满了慢化剂/冷却剂的。
因此,一方面,本发明属于整修谱移装置的一种方法,该谱移装置至少有一根空心的水置换棒,置换棒实际上是充满了慢化剂/冷却剂的,其特征由如下几个步骤组成:a)建立与上述置换棒的上部内腔相通的流体流道,以形成一条空气进入通路,该通路的一个出口设置在上述置换棒的上部内腔中;b)建立与上述置换棒的下部内腔相通的流体流道,以形成一条单独的液体排出通路,该通路的一个入口设置在上述置换棒的下部内腔中;c)通过上述空气入口通路导入空气,使之达到足够的压力,以迫使置换棒中位于上述入口平面之上的全部液体都经由液体排出通路排出。
另一方面,本发明属于用来整修谱移装置的一种装置,该装置至少有一个空心的水置换棒,置换棒实际上是充满慢化剂/冷却剂的,该组合结构的特征包括如下部分:a)第一组导管机构,它设置在与上述置换棒的上部内腔相通的流道上;b)第二组导管机构,它设置在与置换棒的下部内腔相通的流道上;c)与上述第一组和第二组导管机构相互连通的机构,该机构提供一条空气进入通路和一条液体排出通路,空气进入通路让带压力的空气通过第一组导管机构进入到上部内腔中,液体排出通路让液体通过第二组导管机构从下部内腔中排出,上述进入通路和排出通路彼此是分开的。
该装置相互连通的机构最好包括一个管状部件和一个细长的整修工具。管状部件在其一端有一个开口,在分别与上述第一组和第二组导管机构相通的流道上有一些小孔,还有一个与上述开口和上述小孔相通的中心空腔;细长的整修工具通过管状部件一端的开口插到该管状部件的上述中心空腔内,当工具插入管状部件中时,形成了位于各个流体流道内的与管状部件中各个小孔相通的通道。值得注意的是,整修工具插入到管状部件中,通过其中一个通道以及相应的导管机构导入带压力的空气,这将会迫使在置换棒中的慢化剂/冷却剂液体通过其他的导管机构及工具的其他液体通道排出。直到置换棒中液面下降到最低,或者降低到上述其他导管机构的入口端。如果希望在置换棒内留下一定数量的慢化剂/冷却剂液体(普通水),则上述其他导管机构的入口应当设置在置换棒内腔底部上方的一个适当的水平面上。重要的是,使用本发明的装置要用来整修谱移装置,而谱移装置是申请人同时提高审查的专利申请NO(W.E.52239)的主题和权利要求,对该项专利申请可展示这里申请的本发明。
现在,将结合附图并以举例的形式对本发明的一个最佳实施例进行说明,其中,
图1是常规的燃料组件连同体现本发明的整修装置以及一个谱移装置的立视图,谱移装置是根据申请人同时提请审查的专利申请NO.(W.E.52239)中的发明权项得到的。所展开的燃料组件的形式在垂直方向上被截短了,并且去掉了其上管嘴的一部分,以便能清楚地表示该谱移和整修装置。
图2是放大的而且部分被剖开的谱移和整修装置的立视图,该装置已从燃料组件上取下;
图3是沿图2上3-3线切取的谱移装置的一部分的剖面图;
图4是用在谱移装置上的缓冲屏的放大的顶视图;
图5是用在谱移装置上的安全隔膜的放大的顶视图;
图6是沿图5上6-6线所切取的隔膜的剖面图,它表示安全膜破裂前的隔膜;
图7是与图6相类似的隔膜的剖面图,但它表示破裂以后的隔膜;
图8表示整修装置的一个放大的不完全的立视图,其中一部分以剖面表示,该装置已从图1的燃料组件上取下;
图9是另一种形式的谱移装置的放大的不完全的立视图,其中一部分以剖面表示;
图10是整个反应堆系统的简化示意图,特别表示出系统中那些需进行瞬态运行调节的部件,调节是为了使谱移装置动作,以达到增加堆芯中反应性的目的。
在以下说明中,在附图的全部视图上相同的或相应的零部件用相同的数字来表示。而使用诸如“向前”、“向后”、“左”、“右”“向上”、“向下”等术语以及类似的术语仅仅为了方便,不得将其认作限定性术语。
现在来看这些图,特别是看图1。这里示出的燃料组件是用在压水堆(PWR)上的,总的用数字10来代表,而压水堆的示意图见图10,它用数字12来表示。燃料组件10由下列部件组成:一个下部构件或下管嘴14,下管嘴14是用来把燃料组件10支承在压力水堆12的堆芯16中的下堆芯板(图上未示出)上的;从下管嘴14垂直向上延伸的导向管或导向套管18;沿着导向套管18在轴向分隔开的横向格架20;被格架20横向隔开并由格架20支承的以一定方式排列的燃料棒22;一根安装在燃料组件中央的仪表管以及连接到导向套管18的上端头上的上部构件或上管嘴26。燃料组件10形成一个整体结构,能进行常规操作而不会损坏组件的零件。
正如人们所知,每根燃料棒22内装有由裂变材料组成的核燃料芯块(图上未示出),而且燃料棒的两端是密封的。在反应堆运行期间,象水这样的一回路慢化剂/冷却剂处于相当高的压力之下(例如153个大气压),从而保持其液体状态,水被泵入堆芯并流过堆芯16的燃料组件10中,以便把燃料组件中产生的热量载出。正如图10所示,一回路冷却剂借助于一回路泵在闭合的一回路通道32中循环,冷却剂进入热交换器34的第一个腔室33,在此腔室内把它所载出的热量传给二回路水,二回路水依靠二回路泵35在闭合的二回路通道36中循环,二回路水又进入热交换器34的第二个腔室37,并在那里转变为蒸汽,蒸汽用来驱动透平机38发电。
在压水堆12的运行中,要求尽可能合理地延长堆芯16的寿命,以便更好地利用油燃料并因此而降低燃料成本。为此,通常的做法是,在设计堆芯16时,使其具有初始过剩反应性,同时设置机构,使得在堆芯运行周期的初期减少使用过剩反应性,而在堆芯运行周期的后期,增加使用过剩反应性。可以利用若干个控制棒(图上未示出)对过剩反应性进行部分调节,这些控制棒(图上未示出)可在一些导向套管18中往复移动。正如上面所述,完全的控制通常要用附加装置(例如通过谱移装置)来达到。也就是说在堆芯运行周期的初期置换慢化剂水,以减少过剩反应性,而在以后则排除慢化剂置换物物,以增加反应性。本发明所述装置及前面提到的申请人同时提请审查的专利申请中所述装置都设计成使谱移在现有的反应堆上得以实现,并且可以重复使用。上述这两种装置在使用时,是与燃料组件的上管座和故意不在其内部放控制棒的一些导向套管协同操作的。所以扼要地指出,上管座26包括一横向布置的连接板40和直立的壁面42,其周边与板40连接,并以此板一直向上伸展,以便形成外壳或外套44。壁面42的上顶部与一环形法兰盘46相连接,此法兰盘夹持住一些弹簧片(未示出),这些弹簧片与堆芯16的上堆芯板(未示出)联合作用,以防止燃料组件10的水力提升,然而却允许燃料组件长度发生变化,此技术已为众所周知。
谱移装置和方法
如图1所示,体现本发明的谱移装置一般用数字48表示,谱移装置安装在上管座26的外套44内,并延伸到一部分导向套管18中。同样还要参照图2,谱移装置48包括许多水置换棒50,水置换棒50被插到一些相应的导向套管18内,目的是置换在燃料组件10中的预定数量的慢化中子的液体冷却剂,从而减少氧/铀比,因而也降低了堆芯16的反应性水平。每根置换棒50包括一个细长的管状体51,管状体51的下端用端塞52加以密封,其上端有一流量孔54。每根置换棒50含有一定数量的水W,其量相当于棒50总体积的很小的预定份额,如15%
谱移装置48还包括一个集流管,一般用数字56表示,此集流管与置换棒50相互连接,并与置换棒50之间有流道相通。集流管56位于燃料件10的顶部,它安装在上管座26中,并座落于其连接板40的上面(可参见图1)。具体情况可见图2和图3。集流管56包括一个中心入口,其形状为管状,最好是圆筒形的部件58,它形成一个轴向贯穿的中心空腔60,其上端头有一个中心入口孔62,流道与该空腔相通。集流管56还包括许多空心管状翼片64,它们被安装在一根轴66上,此轴与圆筒形部件58相连,并使其下端头封闭。这些翼片64自圆筒部件58向外径方向伸展,通过在轴66上形成的径向流量孔道67与中心空腔60的流道相通。这些翼片上面有小孔68,这些小孔形成集流管56的出口。置换棒50的上端头与各个管状翼片64相连接,使每根置换棒的流道孔54与集流管的一个出口68的流道相通。集流管56和管状翼片64均为置换棒的支承结构。
谱移装置48的最佳形式还包括密封件,用数字70作为总代表,它们与集流管56的圆筒形部件58连接,并将其入口孔62密封住。密封件70包括一个安全隔膜72、一个缓冲屏74和一个环形盖76。这种密封件本身是成批供货的流行的标准件。隔膜72在选定的某一给定压差的作用下发生破裂。例如,为了避免在设计负荷循环中由于瞬态工况产生的压差使隔膜发生破裂,隔膜72设计成只有在压差超过120个大气压时才会破损或破裂。而上述瞬态工况下产生的压差的最大值实际上不会超过100个大气压。从图2和图6可以看出,隔膜72是碟形的,安装在管状部件58上时,要使其凸面朝里,凹面朝外,最好在隔膜72的碟形部分上预先刻有伤痕,以促使其在某一特定方向上破裂,即朝着在部件58内的中心空腔60的方向破裂,如图7所示,为了进一步保证隔膜72将朝着管状部件58的内部破裂,将缓冲屏74(同时参照图4)安装在隔膜的凹面一侧或高压侧。隔膜72与缓冲屏74是密封连接的,但又是可拆卸的。利用一个内表面带有螺纹的环形螺帽76可以将隔膜和缓冲屏重新安装在圆筒体58的上端部。螺帽76与部件58的带有外螺纹的上端部相连接,但又可拆卸,以便在需要时取出破裂的隔膜72并更换上一个新的隔膜。
上述布置方案是采用带有一块密封隔膜72的空腔,此隔膜为所有置换棒50所共用。在与此不同的另一个布置方案中,每根置换棒是单独密封的,如图9所示,每根置换棒50′有其自己的密封机构70′。该密封机构70′包括可破裂的隔膜72′,缓冲屏74′及环形螺帽76′。每个部件的功能均与上述密封件70的相应部件相同。这另一种布置方案的优点是,如果谱移装置中的某一个密封件提前破损,那么从功率峰值和反应性增殖的观点看,这种单独密封发生破损的影响与前一种方案即共同密封的破损相比,将是十分微小的。因为在共同密封破损的情况下,所有置换棒内将充满水。然而共同密封空腔的方法仍是有吸引力的,因为所需要部件的数量要少些,而且在整修方面也简单得多。实际工作者无凝会考虑密封的可靠性,功率峰值及其他因素,并对其进行权衡,从而在所述的两种方案中加以选择。不论选择哪一种方案(即单一密封或多个密封),密封均应设计成根据需要发生破裂,只有在需要时才使置换棒50内充满水。
对本发明提出的实现谱移的方法及在此透露的谱移装置48,现将结合图10来说明。要注意到,堆芯16中每个燃料组件10使用一个单独的谱移装置。最初,每根置换棒50只是一小部分,比如其体积的15%充水,并且全部密封件70均处于密封状态。在把各个谱移装置48安装在相应的燃料组件10上时,要使其置换棒50插到导向套管18中。这样的安装方式使置换棒50进入一回路慢化剂/冷却剂的一回路闭合流道32之中,因而这些置换棒按其体积将置换出一个预定数量的一回路慢化剂/冷却剂,从而使堆芯16内的燃料棒22所产生的核反应性能谱从初始的过高的水平降低到一个较低的水平。
此后,堆芯16的功率通常是通过操作控制棒(未示出)提升到其正常运行的水平,并将一回路泵31投入,以使流通32中的一回路慢化剂/冷却剂压力增加到正常运行水平。在反应堆处于这种运行水平时,置换棒50内的水的压力也在增加。这时,作用在安全隔膜72上的压差,即密封的置换棒50内的水压相对于一回路慢化剂/冷却剂的压力之差,一般将达到78大气压,或更低些。正如本说明前面已提及,隔膜72要设计成能承受运行瞬态所引起的压力变化值直到接近120大气压。
当隔膜72破裂、棒50内充满水以实现所要求的逆向谱移目的时,采取下述唯一的运行瞬态工况,而同时又保持一回路慢化剂/冷却剂的压力为正常运行水平,即大致为150大气压。这时,反应堆功率降低到正常运行水平的2%左右,并使透平机组38离线,堆芯16成为次临界状态,其次临界程度相当于隔膜72破裂、置换棒50内充满水后所能增加的最大反应性。通过降低蒸汽压力,使一回路冷却剂温度下降到190-250℃。在205℃左右,每根棒50内的饱和压力大致为17大气压,安全隔膜72上面的压差大致为135大气压,即大于隔膜破裂的设计预定值120大气压。因此,隔膜72将破裂,随即置换棒50内将充满水。作为流量节流器的装置78(见图8)最好是安装在每根置换棒50的管形体51的上段,以限制流入管形体51内的慢化剂/冷却剂的流速。置换棒50内充满慢化冷却剂后,就会产生一个逆向谱移,使反应性回复到所要求的较高水平,堆芯16回复到正常功率。
为达到最大的“谱移”效益,应在尽可能多的(比如说在所有不包括控制棒组件的)燃料组件中安装这种谱移装置48。为了尽量减少延长换料的时间或不延长换料时间,该装置48的整修,包括置换棒50的排水和更换已破裂的隔膜72,最好是停役进行。比如,在堆芯16内安装好一个整修过的谱移装置48之后,被卸下来的谱移装置可以放在燃料存放区,并做好在下次停堆换料期间进行安装的准备工作。这些装置可以在被存放的燃料组件上进行临时存放。看来每个装置的使用寿命为3-5个周期是可行的。
整修装置和方法
体现本发明的整修装置一般以数字80来表示,整修装置特别适合于同上面描述过的装置48一起联合使用。整修装置特别是用于排除或排干置换棒50中的慢化剂/冷却剂,这些液体是为了实现逆向谱移而涌进到置换棒50中去的。正如图1和8所示,整修装置80基本上包括:在中心圆筒形部件58上的许多第一排和第二排小孔82和84,延伸在圆筒形部件58和相应的各个置换棒50之间的一对(第一组和第二组)导管86和88,以及可插入到圆筒形部件58中心空腔60里去的一般为圆筒形的整修工具90。虽然在图1、2和8上只能看到两对(第一组和第二组)导管86和88,但是应当理解到,每根置换棒都备有一对单独的导管86和88。
更具体地说,第一排和第二排小孔82和84是在开在圆筒形部件58的筒壁上的,它们在垂直方向上可以相互替换,这两排小孔都与中心空腔60的流道相通。每对(第一组和第二组)导管86和88是细长形状的薄壁毛细管,它们在相应的一对(第一排和第二排)小孔82和84与相应的置换棒50的上部内腔和下部内腔92、94之间建立流道。从图8看出,第一组和第二组导管86和88都是从第一排和第二排小孔82和84向外延伸的,它们顺着径向方向沿着一个相应的管状翼片64伸展到装有这对导管的相应的置换棒的上方。在该部位,这对导管弯成90°,并且通过管状翼片64和置换棒50的上部流道口54向下延伸。第一组导管86的末端伸到置换棒50的上部内腔里(92),其位置稍低于翼片64。第二组导管88穿过流量限制器78一直伸到置换棒50的下部空腔94里,其末端的位置略高于下端塞52。
整修工具90内形成第一和第二流量通道96和98,这两个流量通道与第一和第二流道口100和102相对应。在装置内装有“O”形环104、106,107,当整修工具90装入到圆筒形部件58中时,这些“O”形环就起作用了,在这些“O”形环之间形成密封,使第一和第二流道口100和102分别与圆筒形部件58的第一排和第二排小孔82、84相连通,形成单独的流道。“O”形环104、106、107最好放在圆筒形部件58的内壁上,第一个“O”形环104放在第一排小孔82的上方,第二个“O”形环106放在两排小孔82与84之间,第三个“O”形环107放在第二排小孔84的下方。
因此,当已经破裂的隔膜72被取走而整修工具90插入到圆筒形部件58中时,第一组导管86连同第一流量通道96将形成一个空气进入通路,空气进入通路一直通到置换棒的上部内腔92中。第二组导管88连同第二流量通道98将形成一个液体排出通路,它可供水这样的慢化剂/冷却剂从置换棒50的下部内腔94中排出用,液体排出通路与空气进入通路是分隔开的。因此,可以用下列方法来排出置换棒50内的水:把带压力的空气从进入通路导入,使空气进入到置换棒50的上部内腔92中,从而迫使水从置换棒的下部内腔中经由排出通道排出,直到空心棒50内的水位降到第二组导管88的下端头108以下,这时排水将自动停止。第二组导管88的下端108与置换棒50的底部相隔一定距离,以便使置换棒内总留存有一定量(W)的水,水的体积占该棒体积的一小部分,大约为15%。
当置换棒50内的水位下降到导管端头108的水平面时,空气将代替水开始经由出口通路88、98从通道98排出,这对操作者是一个信号,表明置换棒50内的水已排放到所要求的水位。当所有的置换棒50内的水均被排放到所要求的水位时,可将整修工具90从圆筒形部件58中取出,并安装一个新的完好的隔膜,新隔膜安放在圆筒形部件58的上端部,以便重新密封空腔60和置换棒50。
显然,对于技术熟练的人来说,最好是利用轴66上的各个流量通道67,它与轴向通道和相应的管状翼片64上的出口68一起对各个置换棒50加压,排出置换棒内的冷却剂,这样就避免设置专门的小孔82和专门的导管86,这些小孔和导管用来作为各个置换棒50的空气入口或加压通道。这种替代方法只需要对所示整修工具90做少量的改动,即取消小孔82,加长空气通道96,使其开孔100与流量通道67相连,并将最上面的“O”形环104放在孔道67的入口的下面,或者一起将其取消。每根置换棒的空气进入通路可由整修工具90的通道96、轴66上相应的流量通道67以及相应的管状翼片64所形成。不过出口通路与前面所述的相同,亦即仍为经由导管88、小孔84和流量通道98的那条通路。
Claims (9)
1、一种整修谱移装置的方法,该装置至少有一根空心的、实际上充满了慢化剂/冷却剂液体的水置换棒,其特征由如下步骤组成:
(a)建立与上述置换棒的上部内腔相通的流体流道,以形成一条空气进气进入通路,该通路的一个出口设在上述置换棒的上部内腔中;
(b)建立与上述置换棒的下部内腔相通的流体流道,以形成一条单独的液体排出通路,该通路的一个入口设置在上述置换棒的下部内腔中;
(c)通过上述空气进入通路导入空气,空气是带有压力的,以迫使置换棒中位于上述入口平面之上的全部液体都经由液体排出通路排出。
2、根据权利要求1所要求的一种方法,其特点在于:液体排出通路的入口设在置换棒内腔下端头的上方,离开下端头有一定距离,从而使预定数量的液体留在置换棒中。
3、一种用来整修谱移装置的整修装置,该装置至少有一个空心的、实际上充满了慢化剂/冷却剂液体的水置换棒,该组合结构的特征包括:
(a)第一组导管机构(86),它设在与上述置换棒(50)的上部内腔(92)相通的流道上;
(b)第二组导管机构(88),它设在与上述置换棒(50)的下部内腔(94)相通的流道上;
(c)与上述第一组和第二组导管机构相互连通的机构(58、90),该机构提供一条空气进入通路和一条液体排出通路,空气进入通路让带压力的空气通过第一组导管机构进入到上部内腔(92)中,液体排出通路让液体通过第二组导管机构从下部内腔(94)中排出。所说的排出通路和进入通路是彼此分开的。
4、根据权利要求3所要求的一种整修装置,其特点在于:上述第二组导管机构(88)有入口端(108),该入口端离置换棒(50)内腔的底部有一定距离,使预定数量的慢化剂/冷却剂液体留在置换棒内。
5、根据权利要求3或4所要求的一种整修装置,其特点在于:相互连通机构(58、90)由一个管状件(58)和一个细长的整修工具(90)组成,管状件(58)的一端有一个开口(62),一对上、下之间可以替换的第一排和第二排小孔(82、84)以及一个中心空腔(60),中心空腔(60)与上述开口(62)和小孔(82、84)相连通。细长的整修工具适宜于通过管状件的开口(62)插到其上述空腔(60)中,整修工具(90)有一对贯穿其中的第一和第二流量通道(96,98)。在上述管状件(58)和细长的整修工具(90)两者当中,有一个带有密封机构(104、106、107),它与另一个的表面相配合,使上述第一和第二通道的流道口(100,102)处于独立的流道中,该流道分别与管状件(58)的第一排和第二排小孔(82、84)相连通。
6、根据权项要求5所要求的一种整修装置,其特征在于:上述密封机构(104、106、107)是“O”形环,它们在轴向彼此间隔开,当整修工具(90)插到上述中心空腔(60)中时,它们分别位于上述流道口(100、102)和上述小孔(82、84)的上面,在两个流道口(或小孔)之间和在它们的下面。
7、根据权利要求5或6所要求的一种整修装置,其特征在于:上述第二组导管机构(88)包括一根管子,它从管形件(58)的上述第二排小孔(84)延伸到置换棒(50)的上述下部内腔(94)中。
8、根据权利要求5、6或7所要求的一种整修装置,其特征在于,上述第一组导管机构(86)包括一根管子,它从管形件(58)的上述第一排小孔(82)延伸到置换棒(50)的上述上部内腔(92)中。
9、根据权利要求5、6或7所要求的一种整修装置,其特征在于:上述管形件(58)连带一个集流管(66),集流管(66)支承管形件并位于沟通中心空腔(60)的流道上,上述各置换棒(50)由一个管状翼片(64)支承,并有流道与管状翼片相通,管状翼片(64)与集流管(66)相连接、并有流道与之相通,构成了上述第一组导管机构的一部分。
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US701,052 | 1976-06-30 | ||
US06/701,052 US4728480A (en) | 1985-02-12 | 1985-02-12 | Apparatus and method for refurbishing a spectral shift mechanism for a nuclear reactor fuel assembly |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN86101049A true CN86101049A (zh) | 1987-02-18 |
Family
ID=24815873
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN198686101049A Pending CN86101049A (zh) | 1985-02-12 | 1986-02-06 | 用来整修核反应堆燃料组件用的谱移装置的装置和方法 |
Country Status (7)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US4728480A (zh) |
EP (1) | EP0191430B1 (zh) |
JP (1) | JPS61186893A (zh) |
KR (1) | KR940003707B1 (zh) |
CN (1) | CN86101049A (zh) |
DE (1) | DE3671126D1 (zh) |
ES (1) | ES8801467A1 (zh) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN107866814A (zh) * | 2017-12-13 | 2018-04-03 | 清华大学 | 用于球床反应堆堆芯腔内构件视觉检测的机器人装置 |
Families Citing this family (7)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
EP0300745A3 (en) * | 1987-07-23 | 1990-02-07 | Mitsubishi Atomic Power Industries, Inc | Reactivity control method of light-water cooled, lightwater moderated nuclear reactor core and apparatus therefor |
DE4006264A1 (de) * | 1990-02-28 | 1991-08-29 | Siemens Ag | Siedewasserkernreaktor und kernreaktorbrennelement fuer diesen siedewasserkernreaktor |
US5200138A (en) * | 1991-08-05 | 1993-04-06 | Westinghouse Electric Corp. | Spectral shift-producing subassembly for use in a nuclear fuel assembly |
US5416813A (en) * | 1992-10-30 | 1995-05-16 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Moderator rod containing burnable poison and fuel assembly utilizing same |
JP2009085378A (ja) * | 2007-10-01 | 2009-04-23 | Nippon Petroleum Refining Co Ltd | 配管補修具 |
CN102117668B (zh) * | 2009-12-31 | 2014-08-27 | 中国核动力研究设计院 | 堆芯卸料工具 |
EP2561512B1 (en) * | 2010-04-23 | 2019-01-16 | Atomic Energy of Canada Limited/ Énergie Atomique du Canada Limitée | Pressure-tube reactor with pressurised moderator |
Family Cites Families (21)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US558207A (en) * | 1896-04-14 | Oil-can | ||
US341555A (en) * | 1886-05-11 | Combined venting and draft tube | ||
NL112156C (zh) * | 1956-08-07 | |||
GB827321A (en) * | 1957-04-25 | 1960-02-03 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to sealing devices |
GB916324A (en) * | 1958-04-25 | 1963-01-23 | Rolls Royce | Improvements in or relating to nuclear reactors |
US3031393A (en) * | 1960-09-14 | 1962-04-24 | Albert J Saur | Coupled diaphragm nuclear reactor safety device |
NL278799A (zh) * | 1961-05-24 | |||
NL122958C (zh) * | 1963-05-28 | |||
GB1029712A (en) * | 1964-02-11 | 1966-05-18 | Atomic Energy Authority Uk | Improvements in or relating to nuclear reactors |
DE1204347B (de) * | 1964-09-17 | 1965-11-04 | Rolf Schlottau | Verfahren zur Kompensation des Abbrandes in einem Kernreaktor mit Feststoffmoderator |
BE673748A (zh) * | 1964-12-14 | |||
LU56354A1 (zh) * | 1968-04-05 | 1968-10-04 | ||
US4032401A (en) * | 1972-06-30 | 1977-06-28 | Westinghouse Electric Corporation | Combined solid and liquid system for controlling nuclear reactors |
US4432934A (en) * | 1980-12-16 | 1984-02-21 | Westinghouse Electric Corp. | Displacer rod for use in a mechanical spectral shift reactor |
ZA818395B (en) * | 1980-12-16 | 1983-07-27 | Westinghouse Electric Corp | Spectral shift reactor |
US4371495A (en) * | 1981-01-23 | 1983-02-01 | Westinghouse Electric Corp. | Self rupturing gas moderator rod for a nuclear reactor |
US4575448A (en) * | 1982-03-11 | 1986-03-11 | Westinghouse Electric Corp. | Moderation of neutron energy |
US4497334A (en) * | 1982-07-12 | 1985-02-05 | Wolf Leo H | Cleaning apparatus for liquid delivery systems |
US4657726A (en) * | 1984-06-22 | 1987-04-14 | Westinghouse Electric Corp. | Moderator control apparatus for a nuclear reactor fuel assembly |
US4661306A (en) * | 1984-07-02 | 1987-04-28 | Westinghouse Electric Corp. | Fluid moderator control system reactor internals distribution system |
US4693862A (en) * | 1984-07-02 | 1987-09-15 | Westinghouse Electric Corp. | Gas displacement spectral shift reactor and control method |
-
1985
- 1985-02-12 US US06/701,052 patent/US4728480A/en not_active Expired - Fee Related
-
1986
- 1986-02-06 CN CN198686101049A patent/CN86101049A/zh active Pending
- 1986-02-07 DE DE8686101594T patent/DE3671126D1/de not_active Expired - Fee Related
- 1986-02-07 EP EP86101594A patent/EP0191430B1/en not_active Expired - Lifetime
- 1986-02-11 ES ES551827A patent/ES8801467A1/es not_active Expired
- 1986-02-12 KR KR1019860000955A patent/KR940003707B1/ko active IP Right Grant
- 1986-02-12 JP JP61027018A patent/JPS61186893A/ja active Pending
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN107866814A (zh) * | 2017-12-13 | 2018-04-03 | 清华大学 | 用于球床反应堆堆芯腔内构件视觉检测的机器人装置 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JPS61186893A (ja) | 1986-08-20 |
ES551827A0 (es) | 1987-12-16 |
KR860006795A (ko) | 1986-09-15 |
ES8801467A1 (es) | 1987-12-16 |
KR940003707B1 (ko) | 1994-04-27 |
DE3671126D1 (de) | 1990-06-13 |
US4728480A (en) | 1988-03-01 |
EP0191430A3 (en) | 1987-08-19 |
EP0191430B1 (en) | 1990-05-09 |
EP0191430A2 (en) | 1986-08-20 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN1041571C (zh) | 分段减压系统 | |
CN86101049A (zh) | 用来整修核反应堆燃料组件用的谱移装置的装置和方法 | |
US5265136A (en) | Sodium cooled fast reactor | |
CN102822902A (zh) | 带有一体的蒸汽发生器的紧凑型核反应堆 | |
FI123262B (fi) | Säätösauvan ohjausputki | |
KR20140102535A (ko) | 다단 안전주입 장치 및 이를 구비하는 피동안전주입계통 | |
KR20120108934A (ko) | 증기 밸브 장치 및 증기 터빈 플랜트 | |
EP0234566A2 (en) | Emergency nuclearreactor core cooling structure | |
CN86101081A (zh) | 用于核反应堆燃料组件的谱移装置和方法 | |
WO2020098490A1 (zh) | 反应堆及反应堆的冷却剂应急注入系统 | |
CN1038717A (zh) | 具有隔流装置的反应堆内上部构件 | |
US5200138A (en) | Spectral shift-producing subassembly for use in a nuclear fuel assembly | |
DE1564655A1 (de) | Kernkraftwerk mit CO2-Kuehlung | |
US3264952A (en) | Nuclear safety rod actuator | |
US4046627A (en) | Nuclear reactors | |
US4032396A (en) | Pressurized-water reactor emergency core cooling system | |
CA1039151A (en) | Distributor for turbo hydraulic machines | |
JPH01308997A (ja) | 沸騰水型原子炉のシュラウドタンクと注入管 | |
EP0238079A2 (en) | Emergency core cooling apparatus | |
JP3079877B2 (ja) | 燃料集合体 | |
US4732729A (en) | Fast breeder reactor | |
JPH03103798A (ja) | 自然循環形沸騰水形原子炉に負荷追従/スペクトル・シフト能力を持たせる方式 | |
KR20160090408A (ko) | 발전소 터빈밸브 제어 액추에이터용 밸브구조체 | |
JP2505808B2 (ja) | 制御棒駆動水圧装置 | |
JPS591995B2 (ja) | 水冷却原子炉 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
C10 | Entry into substantive examination | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
C06 | Publication | ||
PB01 | Publication | ||
C10 | Entry into substantive examination | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
WD01 | Invention patent application deemed withdrawn after publication |