ES2299367B2 - Aparato de reparacion del escudo de un reactor nuclear. - Google Patents
Aparato de reparacion del escudo de un reactor nuclear. Download PDFInfo
- Publication number
- ES2299367B2 ES2299367B2 ES200602026A ES200602026A ES2299367B2 ES 2299367 B2 ES2299367 B2 ES 2299367B2 ES 200602026 A ES200602026 A ES 200602026A ES 200602026 A ES200602026 A ES 200602026A ES 2299367 B2 ES2299367 B2 ES 2299367B2
- Authority
- ES
- Spain
- Prior art keywords
- shield
- support
- core
- cylinder
- tie
- 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
Links
- 230000008439 repair process Effects 0.000 title claims abstract description 31
- 230000008878 coupling Effects 0.000 claims abstract description 14
- 238000010168 coupling process Methods 0.000 claims abstract description 14
- 238000005859 coupling reaction Methods 0.000 claims abstract description 14
- 230000006835 compression Effects 0.000 claims abstract description 9
- 238000007906 compression Methods 0.000 claims abstract description 9
- 239000003381 stabilizer Substances 0.000 claims description 11
- 230000000712 assembly Effects 0.000 claims description 7
- 238000000429 assembly Methods 0.000 claims description 7
- 230000002787 reinforcement Effects 0.000 abstract description 4
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 6
- 238000003466 welding Methods 0.000 description 6
- 230000036316 preload Effects 0.000 description 5
- 238000004873 anchoring Methods 0.000 description 4
- 238000009835 boiling Methods 0.000 description 4
- 238000005336 cracking Methods 0.000 description 4
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 4
- 239000011521 glass Substances 0.000 description 3
- 238000003780 insertion Methods 0.000 description 3
- 230000037431 insertion Effects 0.000 description 3
- 239000000463 material Substances 0.000 description 3
- 239000010935 stainless steel Substances 0.000 description 3
- 229910001220 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 3
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 2
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 2
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 2
- 238000003754 machining Methods 0.000 description 2
- 239000003507 refrigerant Substances 0.000 description 2
- VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N Chromium Chemical compound [Cr] VYZAMTAEIAYCRO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 description 1
- 230000003044 adaptive effect Effects 0.000 description 1
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000000956 alloy Substances 0.000 description 1
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 1
- 230000001010 compromised effect Effects 0.000 description 1
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 1
- 238000001514 detection method Methods 0.000 description 1
- 238000006073 displacement reaction Methods 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 229910052735 hafnium Inorganic materials 0.000 description 1
- VBJZVLUMGGDVMO-UHFFFAOYSA-N hafnium atom Chemical compound [Hf] VBJZVLUMGGDVMO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910001090 inconels X-750 Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000003993 interaction Effects 0.000 description 1
- 230000014759 maintenance of location Effects 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 238000005192 partition Methods 0.000 description 1
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 1
- 230000007704 transition Effects 0.000 description 1
- 239000002351 wastewater Substances 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/02—Details
-
- 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
-
- 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
- G21C19/207—Assembling, maintenance or repair of reactor components
-
- 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
-
- 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
- Y10—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC
- Y10T—TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER US CLASSIFICATION
- Y10T29/00—Metal working
- Y10T29/53—Means to assemble or disassemble
- Y10T29/53909—Means comprising hand manipulatable tool
- Y10T29/53943—Hand gripper for direct push or pull
- Y10T29/53952—Tube sleeve or ferrule applying or removing
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)
Abstract
Aparato de reparación del escudo de un reactor
nuclear.
El aparato de reparación de barras tirante que
incluye una barra (64) de acoplamiento asegurada en su extremo
superior a un refuerzo (62) del escudo de la parte superior del
escudo. El extremo inferior de la barra tirante pasa a través de
una abertura (70) de la placa (30) de soporte del escudo sin imponer
una carga sobre la placa. El extremo inferior de la barra tirante
está anclado al extremo inferior del cilindro (24) de soporte del
escudo del núcleo de manera tal que la vía de la carga de compresión
ejercida por la barra tirante para retener el escudo agrietado pasa
directamente a través del cilindro de soporte del escudo y del
conjunto de cilindro del escudo sobrepasando la placa de soporte
del escudo.
Description
Aparato de reparación del escudo de un reactor
nuclear.
La presente invención se refiere a un aparato de
reparación del escudo del núcleo de un reactor nuclear de agua
hirviendo y, particularmente, se refiere a la reparación de una
barra tirante que localiza la vía de la carga de compresión
ejercida por las barras tirante para retener un escudo agrietado
directamente a través del cilindro de soporte del escudo y de los
cilindros del escudo sin aplicar carga adicional a la placa de
soporte del escudo.
El escudo del núcleo de los reactores de agua
hirviendo (BWR) soporta y localiza el núcleo del reactor dentro del
vaso a presión del reactor (RPV), y forma la partición del flujo del
refrigerante del núcleo del reactor. Está construido con varios
anillos circulares de acero inoxidable y secciones de chapa laminada
cilíndricas, unidas por sus extremos con soldaduras
circunferenciales. La soldadura introduce tensión residual en las
zonas afectadas por el calor de la soldadura. Además, sensibiliza
localmente el acero inoxidable, lo que reduce la estructura
granular del cromo y reduce su resistencia a la corrosión. Estos
factores, combinados con el ámbito de refrigerante del reactor BWR,
hacen las zonas afectadas por el calor de la soldadura susceptibles
a la corrosión por tensión intergranular (IGSCC), observada en
muchos escudos de BWR. El agrietamiento deteriora la integridad
estructural del escudo, las cargas sísmicas laterales o la pérdida
accidental de las condiciones del refrigerante (LOCA) podría causar
desplazamientos relativos en lugares de soldadura agrietados que
podrían producir una gran fuga de flujo del núcleo lo que podría
prevenir la inserción de barras de control y una parada de
seguridad.
El agrietamiento de IGSCC de escudos de núcleo
de BWR ha sido tratado típicamente mediante la instalación de un
diseño de barra tirante de reparación del escudo. El conjunto de
soporte integra las características de limitación vertical y
lateral requeridas para sustituir la función estructural de todas
las juntas de soldadura circunferenciales del escudo, asumiendo su
fallo. Esta reparación usa barras tirante tensionadas para cargar
compresivamente las respectivas juntas de soldadura
circunferenciales, que previenen su separación. Se conectan
estabilizadores horizontales a los conjuntos de barra tirante que
mantienen la alineación lateral de las partes superior e inferior
del núcleo en la guía superior y placa del núcleo, respectivamente.
Además, se sitúan topes límite para retener las secciones
cilíndricas del escudo debajo de la guía superior y de los anillos
de soporte de la placa del núcleo. El anclaje necesario en la parte
inferior del escudo se obtiene mecanizando un orificio pasante a
través del soporte del escudo, que permite una conexión tal como un
soporte y una barra de seguridad basculante, reaccionando contra la
parte inferior del soporte del escudo. Estas disposiciones de
anclaje no son viables cuando también se ha deteriorado la
integridad estructural de la placa de soporte del escudo por
agrietamiento del IGSCC, de manera tal que no puede soportar la
carga localizada adicional para la barra tirante de anclaje
necesaria en la parte inferior del escudo.
En una realización preferida de la presente
invención, se provee un aparato de reparación para reparar las
soldaduras horizontales de un escudo del vaso a presión de un
reactor nuclear que incluye un escudo de núcleo que define un
anillo con el vaso a presión del reactor, una placa de soporte del
escudo del reactor y un cilindro de soporte del escudo que está
bajo el escudo del núcleo, comprendiendo el aparato de reparación;
un conjunto de soporte superior para fijación al escudo del núcleo;
una barra tirante asegurada en un extremo superior del mismo al
conjunto soporte superior y que se extiende en el anillo; un
conjunto estabilizador inferior con soporte de cuñas contra el
blindaje del vaso que permite la alineación de la barra tirante para
que pase inmediatamente contigua al cilindro inferior del escudo;
un extremo inferior de la barra tirante que se extiende a través de
una abertura de la placa de soporte del escudo del núcleo; y un
anclaje conectado al extremo inferior de la barra tirante y al
cilindro de soporte inferior del escudo que permite una vía de carga
de compresión a través del cilindro de soporte del escudo y del
escudo del núcleo sin cargar sustancialmente la placa de soporte del
escudo.
En otra realización preferida de la presente
invención, está provisto un aparato de reparación para reparar un
escudo en un vaso a presión de reactor nuclear que incluye un escudo
de núcleo que define un anillo con el vaso a presión del reactor,
un cilindro y una placa de soporte del escudo, cilindros del escudo
que definen el escudo del núcleo, comprendiendo el aparato de
reparación; un conjunto de soporte superior para su fijación al
escudo; una barra tirante asegurada en un extremo superior de la
misma al conjunto de soporte superior y que se extiende en el
anillo; un conjunto estabilizador inferior conectado a cada barra
tirante con un soporte de cuñas contra el blindaje del vaso que
permite la alineación de la barra tirante para que pase
inmediatamente contigua al cilindro inferior del escudo;
extendiéndose un extremo inferior de la barra tirante a través de
una abertura de la placa de soporte del escudo del núcleo; y un
anclaje conectado al extremo inferior de la barra tirante y un
cilindro de soporte del escudo del núcleo que permita una vía de
carga compresiva a través de los cilindros del escudo sin cargar
sustancialmente la placa de soporte del escudo.
En una realización más de la presente invención,
está provisto un aparato de reparación para reparar un escudo en un
vaso a presión de un reactor nuclear que incluye un escudo de núcleo
que define un anillo con el vaso a presión del reactor, un cilindro
y una placa de soporte del escudo del núcleo, y cilindros del escudo
agrupados que definen el escudo del núcleo, comprendiendo el
aparato de reparación; una pluralidad de conjuntos de soporte
superiores espaciados sustancialmente de manera uniforme
circunferencialmente unos de los otros para su fijación al escudo;
una pluralidad de barras tirante aseguradas en los extremos
superiores de las mismas a los conjuntos de soporte superiores,
respectivamente, y que se extienden en el anillo; una pluralidad de
conjuntos estabilizadores inferiores conectados a dichas barras
tirante, respectivamente, con cuñas que se apoyan contra el blindaje
del vaso que permiten la alineación de las barras tirante para que
pasen inmediatamente contiguas al cilindro inferior del escudo;
extendiéndose los extremos inferiores de las barras tirante a través
de las respectivas aberturas de la placa de soporte del escudo del
núcleo; y un anclaje conectado a cada extremo inferior de cada
barra tirante y permitiendo el cilindro de soporte del escudo del
núcleo una vía de carga de compresión a través de los cilindros del
escudo sin cargar sustancialmente la placa de soporte del
escudo.
La figura 1 es una ilustración esquemática, con
partes descubiertas, de un reactor nuclear de agua hirviendo
convencional que ilustra la localización del escudo del núcleo y de
la placa de soporte del escudo del núcleo;
La figura 2 es una vista en alzado fragmentaria
y ampliada de un aparato de reparación del escudo del núcleo
ilustrado en la figura 1; y
La figura 3 es una vista ampliada, indicada por
trazos discontinuos en la figura 2, del extremo inferior de una
barra tirante que forma parte de dicho aparato de reparación.
La figura 1 es una vista, con partes
descubiertas, de una sección transversal de un vaso 10 a presión de
reactor nuclear de agua hirviendo (RPV). El RPV 10 tiene forma
generalmente cilíndrica y está cerrado en un extremo por una cabeza
12 inferior y en su extremo superior por una cabeza 14 superior
desmontable. Un blindaje 16 del RPV se extiende desde la cabeza 12
inferior hasta la cabeza 14 superior. Un escudo 20 del núcleo
conformado cilíndricamente rodea un núcleo 22 del reactor. El
escudo 20 está soportado en un extremo por un cilindro 24 de
soporte inferior del escudo e incluye una cabeza 26 de escudo
desmontable en su extremo superior. Entre el escudo 20 y el
blindaje 16 del RPV se forma un anillo 28. Una placa 30 de soporte
del escudo, que tiene forma de anillo plano, se extiende entre el
cilindro 24 de soporte del escudo y el blindaje 16 del RPV. El
cilindro 24 de soporte del escudo está conectado también a la cabeza
12 inferior del RPV por una pluralidad de pihaces 33 verticales
situados en posiciones espaciadas sustancialmente de manera uniforme
alrededor del cilindro 24 de soporte del escudo, como se muestra en
la figura 2. Las cargas requeridas para soportar el escudo 20 del
núcleo y el núcleo 22 del reactor son transmitidas por el cilindro
24 de soporte del escudo hacia el blindaje 16 del RPV y hacia la
cabeza 12 inferior por la placa 30 y los pihaces 33,
respectivamente. La placa 30 incluye una pluralidad de aberturas 32
circulares, con un conjunto 34 de bomba de chorro conectado a cada
abertura. Los conjuntos 34 de bomba de chorro están distribuidos
circunferencialmente alrededor del escudo 20 del núcleo.
Dentro del núcleo 22, que incluye haces 36 de
combustible de material fisionable, se genera calor. El agua
circulada a través del núcleo 22 se convierte, al menos
parcialmente, en vapor. Unos separadores 38 de vapor separan el
vapor del agua, que es recirculada. El agua residual se elimina del
vapor mediante secadores 40 de vapor. El vapor sale del RPV 10 a
través de una salida 42 de vapor situada cerca de la cabeza 14
superior del vaso.
La cantidad de calor generado en el núcleo 22 se
regula insertando y retirando barras 44 de control de un material
absorbente de neutrones, tal como, por ejemplo, hafnio. En el grado
en que las barras 44 de control se insertan en el haz 36 de
combustible, absorben neutrones que, de otro modo, estarían
disponibles para promover la reacción en cadena que genera calor en
el núcleo 22. Unos tubos 46 guía de barras de las mantienen
vertical el movimiento de las barras 44 de control durante su
inserción y retirada. Unos accionadores 48 de barra de control
efectúan la inserción y retirada de las barras 44 de control. Los
accionadores 48 de barra de control se extienden a través de la
cabeza 12 inferior.
Los haces 36 de combustible son alineados por
una placa 50 del núcleo situada en la base del núcleo. Una guía 52
superior alinea los haces 36 de combustible a medida que son
descendidos en el núcleo 22. La placa 50 del núcleo y la guía 52
superior se apoyan en escudo 20 del núcleo.
Haciendo referencia ahora al aparato de
reparación de barras tirante de acuerdo con una realización
preferida de la presente invención, el aparato incluye aspectos
tales como soportes superiores designados generalmente con el
numeral 60 (Figura 2) utilizados en la reparación de escudos
anteriores. Por ejemplo, cada soporte 60 superior puede ser
similar a los conjuntos de soporte superior y de estabilizador
revelados en las patentes de EE. UU. números 6.343.107 y 5.742.653
de beneficiario común con la presente
En esta realización, el soporte 60 superior
utiliza una conexión con gancho al refuerzo 62 del escudo situado
en la parte superior del escudo, como anteriormente. Se pueden
mecanizar muescas en el refuerzo 62 del escudo en las posiciones de
las barras tirante o, alternativamente, en el cilindro exterior de
la cabeza del escudo. En cualquier caso, los espacios provistos por
las muescas permiten el asentamiento del gancho contra la parte
superior del refuerzo del escudo. El extremo superior de una barra
64 de acoplamiento está conectado al soporte 60 superior por una
tuerca 66 de barra tirante roscada. El soporte 60 superior incluye
también un conjunto 68 de cuña que se apoya contra la pared del
vaso a la elevación de la guía superior. La cuña engancha las
superficies concordantes del soporte superior que, típicamente,
tienen una inclinación de aproximadamente 10º, de manera tal que el
recorrido vertical produce una precarga horizontal contra el
blindaje del vaso. La cuña se conecta al soporte superior por medio
de un pestillo macho roscado a través de un bloque montado en el
soporte superior para ajustar la precarga de la cuña entre el
soporte superior y el blindaje del vaso. La cuña 68 incluye también
un miembro de muelle de láminas adaptable integral formado por una
ranura de la cuña. La precarga de la cuña asegura el conjunto
contra holguras y desgaste durante la operación mientras que la
flexibilidad de muelle de láminas da cabida a las variaciones
operativas en el ancho del anillo para limitar la interacción de
las cargas horizontales y de fricción. La ranura de la cuña está
dimensionada para dar cabida a estas variaciones pero se cierra
para formar una vía de carga consistente al reaccionar ante una
carga sísmica horizontal. El conjunto de las cuñas superiores junto
con los soportes forma los estabilizadores superiores. El conjunto
de soporte superior y estabilizador anterior se describe y se
ilustra sustancialmente en las patentes antes mencionadas.
Un conjunto de estabilizador inferior designado
generalmente con el numeral 80 se conecta a la barra tirante e
incluye una cuña ranurada que funciona de igual manera que la cuña
superior. Esta disposición logra la misma alineación y soporte
lateral del núcleo a la elevación de la placa del núcleo, que las
descritas en las patentes antes mencionadas. Sin embargo, en esta
realización, el conjunto de cuña inferior se apoya contra la pared
del vaso en vez del escudo, lo que permite la necesaria alineación
de la barra 64 de acoplamiento de manera tal que su extremo
inferior puede pasar inmediatamente contiguo al cilindro 24 de
soporte del escudo. Un conjunto de tope límite inferior designado
con el numeral 81 está conectado a la barra tirante, situado para
retener el cilindro 20 del escudo debajo del anillo de soporte de la
placa del núcleo, como se describe en las patentes antes
mencionadas.
En la presente invención, la barra 64 de
acoplamiento, de la que hay cuatro o más, están situadas en
posiciones espaciadas de manera sustancialmente igual alrededor del
anillo del escudo. Cada barra 64 de acoplamiento está alineada de
manera tal que su extremo inferior está situado inmediatamente
contiguo al cilindro 24 de soporte del escudo de manera radialmente
hacia dentro de las líneas de detección de la bomba de chorro. Para
asegurar el extremo inferior de cada barra 64 de acoplamiento de
manera tal que la vía de carga no cargue o no cargue
sustancialmente la placa 30 de soporte del escudo, está provisto un
orificio 70, por ejemplo, mecanizado a través de la placa 30 de
soporte del escudo durante la instalación para albergar el extremo
inferior de la barra 64 de acoplamiento. El orificio 70 se mecaniza
para proveer un encaje estrecho a la barra 64 de acoplamiento
inferior par limitar la fuga por desvío del flujo del núcleo. De
esta manera, cada barra 64 de acoplamiento pasa a través de la
placa de soporte del escudo, preferiblemente sin imponer carga
alguna sobre la placa 30 de soporte del escudo, y termina en un
miembro 90 de anclaje que tiene un gancho 92. El gancho 92 carga
contra la parte inferior del cilindro 24 de soporte del escudo en un
lugar accesible entre pihaces 33 contiguos. El extremo inferior de
cada barra 64 de acoplamiento está asegurado al anclaje por una
tuerca 94 roscada. El miembro 90 de anclaje se instala
descendiéndolo a través de a abertura 70 de la placa del núcleo
seguido por la tuerca 94 roscada en el extremo de la barra tirante.
Se puede apreciar que la vía de la carga de compresión ejercida por
las barras 64 de acoplamiento para retener el escudo agrietado pasa
directamente a través del cilindro 24 de soporte del escudo y de los
cilindros del escudo agrupados y soldados situados encima del
cilindro 24 de soporte del escudo sobrepasando la placa 30 de
soporte del escudo. Es decir, no se imponen cargas adicionales
sobre la placa 30 de soporte del escudo por la reparación de barras
tirante del escudo al núcleo.
A la instalación inicial se aplica una precarga
baja torsionando la tuerca 66 para asegurar el conjunto contra
holguras y desgaste vibratorio durante la transición a condiciones
operativas. El conjunto adquiere la precarga operativa requerida
por apriete térmico cunado el reactor se calienta hasta la condición
operativa. Esto se logra porque el coeficiente de dilatación
térmica de los materiales utilizados en el conjunto de barra
tirante, típicamente Aleación X-750 de Inconel y
acero inoxidable XM-19.
De lo anterior, se puede apreciar que la
reparación de barras tirante integra las características de
retención vertical y lateral requeridas que sustituyen la función
estructural de todas las juntas soldadas circunferencialmente de
los cilindros del escudo, asumiendo su fallo de agrietamiento por
tensión. La reparación de barras tirante realiza adicionalmente
esta función a pesar de que la integridad estructural de la placa de
soporte del escudo puede estar comprometida de manera similar en el
grado en que no pueda soportar la carga adicional localizada para
el anclaje requerido de las barras tirante a la placa de soporte del
escudo. Por lo tanto, pasando la barra tirante a través de la placa
de soporte del escudo sin imponer carga adicional y anclando la
barra tirante a la parte inferior del cilindro de soporte del
escudo, la vía de la carga de compresión ejercida por las barras
tirante para retener el escudo agrietado, pasa directamente a través
del cilindro de soporte y se superpone a los cilindros del escudo
sobrepasando la placa de soporte del escudo. Esta disposición logra
también los mismos alineación y soporte lateral del núcleo que los
descritos en las patentes antes mencionadas.
Aunque la invención ha sido descrita en conexión
con la que actualmente se considera la realización más práctica y
preferida, se debe entender que la invención no se limita a la
realización revelada, sino que, por el contrario, está diseñada
para cubrir varias modificaciones y disposiciones equivalentes
incluidas dentro del espíritu y alcance de las reivindicaciones
adjuntas.
\vskip1.000000\baselineskip
Claims (10)
-
\global\parskip0.950000\baselineskip
1. Un aparato de reparación para reparar un escudo (20) en un vaso (10) a presión de reactor nuclear que incluye un escudo de núcleo que define un anillo (28) con dicho vaso a presión de reactor, una placa (30) de soporte del escudo de núcleo y un cilindro (24) de soporte del escudo que está debajo del escudo del núcleo, caracterizado porque comprende;un conjunto de soporte (60) superior de aseguramiento a dicho escudo del núcleo;una barra (64) de acoplamiento asegurada en un extremo superior del mismo a dicho conjunto de soporte superior y que se extiende en dicho anillo;un conjunto de estabilizador (80) inferior con una cuña que carga contra el blindaje del vaso que permite la alineación de la barra de de acoplamiento para que pase inmediatamente contigua al cilindro de soporte inferior del escudo;extendiéndose un extremo inferior de dicha barra tirante a través de una abertura (70) de la placa (30) de soporte del escudo; yun anclaje (90) conectado a dicho extremo inferior de la barra tirante y a dicho cilindro (24) de soporte del escudo que permite una vía de carga de compresión a través del cilindro de soporte del escudo y del escudo del núcleo sin cargar sustancialmente la placa de soporte del escudo. - 2. Un aparato de reparación de acuerdo con la reivindicación 1, caracterizado porque dicho anclaje incluye un miembro de gancho (92) enganchable con el cilindro (24) de soporte del escudo.
- 3. Un aparato de reparación de acuerdo con la reivindicación 1, caracterizado porque dicho extremo inferior de dicha barra tirante está roscado a una tuerca (94) roscada a dicho extremo roscado inferior de dicha barra tirante para asegurar dicho anclaje y dicha barra tirante entre sí.
- 4. Un aparato de reparación de acuerdo con la reivindicación 3, caracterizado porque dicho anclaje incluye un miembro de gancho (92) enganchable con el cilindro (24) de soporte del escudo.
- 5. Un aparato de reparación para reparar un escudo en un vaso a presión de un reactor nuclear que incluye un escudo (20) del núcleo que define un anillo (28) con dicho vaso (10) a presión del reactor, un cilindro (24) y una placa (30) de soporte del escudo del núcleo, y cilindros del escudo que definen el escudo del núcleo, caracterizado porque comprende;un conjunto de soporte (60) superior para su fijación a un cilindro superior del escudo;una barra (64) de acoplamiento fija en un extremo superior de la misma a dicho conjunto de soporte superior y que se extiende en dicho anillo;un conjunto de estabilizador (80) inferior conectado a cada barra tirante con una cuña que carga contra el blindaje del vaso lo que permite la alineación de la barra tirante para que pase inmediatamente contigua a los cilindros inferiores del escudo;extendiéndose un extremo inferior de dicha barra tirante a través de una abertura (70) de la placa de soporte del escudo; yun anclaje (90) conectado a dicho extremo inferior de dicha barra tirante a dicho cilindro de soporte del escudo, que permite una vía de carga de compresión a través de los cilindros del escudo sustancialmente si cargar la placa de soporte del escudo.
- 6. Un aparato de reparación de acuerdo con la reivindicación 5, caracterizado porque dicho anclaje incluye un miembro de gancho (92) enganchable con el cilindro (24) de soporte del escudo.
- 7. Un aparato de reparación de acuerdo con la reivindicación 5, caracterizado porque dicho extremo inferior de dicha barra tirante roscado a una tuerca (94) se rosca a dicho extremo inferior roscado de dicha barra tirante para asegurar dicho anclaje y dicha barra tirante entre sí.
- 8. Un aparato de reparación de acuerdo con la reivindicación 7, caracterizado porque dicho anclaje incluye un miembro de gancho (92) enganchable con el cilindro de soporte del escudo del núcleo.
- 9. Un aparato de reparación de un escudo en un vaso a presión (10) de un reactor nuclear que incluye un escudo (20) del núcleo que define un anillo (28) con dicho vaso (10) a presión, un cilindro (24) y una placa (30) de soporte del escudo del núcleo, y cilindros del escudo agrupados que definen el escudo del núcleo, caracterizado porque comprende;
\global\parskip1.000000\baselineskip
una pluralidad de conjuntos de soporte (60) superiores sustancialmente espaciados de manera uniforme circunferencialmente unos de otros para su fijación a dicho escudo;una pluralidad de barras (64) de acoplamiento aseguradas en los extremos superiores de las mismas a dichos conjuntos de soporte superiores, respectivamente, y que se extienden en dicho anillo;una pluralidad de conjuntos (80) de estabilizador inferior conectados a dichas barras tirante, respectivamente, con cuñas que cargan contra el blindaje del vaso que permiten la alineación de las barras tirante para que pasen inmediatamente contiguas al cilindro inferior del escudo;extendiéndose los extremos inferiores de dichas barras tirante a través de las respectivas aberturas (70) de la placa de soporte del escudo del núcleo; yun anclaje (90) conectado a cada uno de dichos extremos inferiores de cada barra tirante y a dicho cilindro (24) de soporte del escudo del núcleo lo que permite una vía de carga de compresión a través de los cilindros del escudo sustancialmente sin cargar la placa de soporte del escudo. - 10. Un aparato de reparación de acuerdo con la reivindicación 9, caracterizado porque cada uno de dichos anclajes incluye un miembro de gancho (92) enganchable con el cilindro (24) de soporte del escudo del núcleo.
Applications Claiming Priority (2)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US11/196,752 US7649970B2 (en) | 2005-08-04 | 2005-08-04 | Repair apparatus for a nuclear reactor shroud |
US11/196,752 | 2005-08-04 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
ES2299367A1 ES2299367A1 (es) | 2008-05-16 |
ES2299367B2 true ES2299367B2 (es) | 2009-08-17 |
Family
ID=37717595
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
ES200602026A Active ES2299367B2 (es) | 2005-08-04 | 2006-07-27 | Aparato de reparacion del escudo de un reactor nuclear. |
Country Status (3)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US7649970B2 (es) |
JP (1) | JP2007040989A (es) |
ES (1) | ES2299367B2 (es) |
Families Citing this family (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US8291564B2 (en) * | 2009-03-31 | 2012-10-23 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Telescoping tool assembly and method for refurbishing welds of a core shroud of a nuclear reactor vessel |
US9638227B2 (en) | 2014-02-20 | 2017-05-02 | GE-Hitachi Nuclear Energry Americas LLC | Apparatuses and methods for structurally replacing cracked welds in nuclear power plants |
Family Cites Families (23)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
BE634292A (es) * | 1962-07-24 | |||
US3588074A (en) * | 1969-06-09 | 1971-06-28 | John Ochs | Device for securing and adjusting springs |
US3744660A (en) * | 1970-12-30 | 1973-07-10 | Combustion Eng | Shield for nuclear reactor vessel |
US4297061A (en) * | 1978-05-10 | 1981-10-27 | Westinghouse Electric Corp. | Steam generator shell parting method and apparatus |
US4592186A (en) * | 1985-07-30 | 1986-06-03 | B. P. Fishburne, Jr. | Heavy duty anchor for deck boards and the like |
US4818470A (en) * | 1987-08-31 | 1989-04-04 | General Electric Company | Apparatus for the ultrasonic examination of shroud hold down bolts |
US5392322A (en) * | 1993-11-22 | 1995-02-21 | General Electric Company | Shroud repair clamp |
US5600689A (en) * | 1994-02-02 | 1997-02-04 | Mpr Associates, Inc. | Method and apparatus for repairing boiling water reactor shrouds utilizing tie-rods with multiple longitudinal members |
US5600690A (en) * | 1994-02-02 | 1997-02-04 | Mpr Associates, Inc. | Method and apparatus for repairing boiling water reactor shrouds utilizing tie-rods and braces |
US5402570A (en) * | 1994-02-02 | 1995-04-04 | Mpr Associates, Inc. | Method for repairing boiling water reactor shrouds |
US5742653A (en) | 1994-05-19 | 1998-04-21 | General Electric Company | Vertical and lateral restraint stabilizer for core shroud of boiling water reactor |
US5538381A (en) | 1994-06-16 | 1996-07-23 | General Electric Company | Mechanism for coupling a member to a circular hole in a metal plate |
US5621778A (en) * | 1994-05-19 | 1997-04-15 | General Electric Company | Shroud restraint stabilizer |
JPH081344A (ja) * | 1994-06-20 | 1996-01-09 | Hitachi Ltd | 原子炉炉内構造材の補修方法および補修装置 |
US5521951A (en) | 1994-09-23 | 1996-05-28 | General Electric Company | Reactor core shroud repair with tapered pins |
US5502754A (en) * | 1995-02-02 | 1996-03-26 | General Electric Company | Lateral restraint for core plate of boiling water reactor |
US5623526A (en) * | 1995-07-21 | 1997-04-22 | Combustion Engineering, Inc. | Method and apparatus for repair of nuclear reactor shroud |
US5615239A (en) * | 1995-11-17 | 1997-03-25 | General Electric Company | Core differential pressure and liquid control line apparatus in a nuclear reactor |
US5802129A (en) * | 1996-01-11 | 1998-09-01 | General Electric Company | Mechanically joined replacement shroud for boiling water nuclear reactor |
DE19609350C1 (de) * | 1996-03-11 | 1997-09-04 | Siemens Ag | Kernbehälter für einen Reaktordruckbehälter einer Kernreaktoranlage und Verfahren zu seiner Montage |
US6053652A (en) * | 1996-11-20 | 2000-04-25 | General Electric Company | Apparatus for performing jet pump riser pipe repairs |
US6067338A (en) | 1997-02-21 | 2000-05-23 | General Electric Company | Reactor core shroud repair using thermally tensioned links to apply compression across shroud vertical seam weld |
US6343107B1 (en) | 2000-02-01 | 2002-01-29 | General Electric Company | Shroud repair apparatus |
-
2005
- 2005-08-04 US US11/196,752 patent/US7649970B2/en not_active Expired - Fee Related
-
2006
- 2006-07-21 JP JP2006198883A patent/JP2007040989A/ja not_active Withdrawn
- 2006-07-27 ES ES200602026A patent/ES2299367B2/es active Active
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
JP2007040989A (ja) | 2007-02-15 |
US7649970B2 (en) | 2010-01-19 |
US20070030942A1 (en) | 2007-02-08 |
ES2299367A1 (es) | 2008-05-16 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
KR100364148B1 (ko) | 폐기핵연료를이송하고저장하기위한카스크 | |
ES2411468B1 (es) | Abrazadera para tuberia. | |
US5402570A (en) | Method for repairing boiling water reactor shrouds | |
CA1108313A (en) | Irradiation surveillance specimen assembly | |
ES2687524T3 (es) | Sistema nuclear de suministro de vapor | |
US10847274B2 (en) | Earthquake-resistant fuel storage rack system for fuel pools in nuclear plants | |
ES2299367B2 (es) | Aparato de reparacion del escudo de un reactor nuclear. | |
CA2630201C (en) | Link type seismic tie for boilers | |
US5600690A (en) | Method and apparatus for repairing boiling water reactor shrouds utilizing tie-rods and braces | |
KR100300890B1 (ko) | 원자로가압기탱크용지지체 | |
KR20130038867A (ko) | 원자로 격납 용기 | |
JP2001314994A (ja) | 溶接補強構造 | |
JPH0232598B2 (es) | ||
JP4698850B2 (ja) | シュラウド修理装置及び原子炉圧力容器 | |
ES2413089T3 (es) | Contenedor de transporte para transportar haces de combustible canalizados | |
US5627866A (en) | Fuel assembly structure using channel for load support | |
ES2399124A2 (es) | Procedimiento y aparato para un conjunto de apriete para el mezclador de entrada de reactor de agua en ebullición | |
RU160379U1 (ru) | Съемный стеллаж для хранения отработанного топлива | |
ES2534923T3 (es) | Unidad de soporte deslizante de recipiente a presión y sistema que utiliza la unidad de soporte deslizante | |
CN104584136A (zh) | 用于压水反应堆的堆芯内仪表缆线布设和支承元件 | |
US5995575A (en) | In-core guide tube restraint for a boiling water reactor | |
RU2279725C1 (ru) | Металлобетонный контейнер для транспортировки и/или хранения отработавших сборок твэл ядерных реакторов | |
ES2390336B1 (es) | Junta de estanqueidad permanente para cavidad de reactor nuclear | |
US4457890A (en) | Liquid metal cooled nuclear reactors | |
US4256538A (en) | Liquid metal cooled fast breeder nuclear reactor |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
EC2A | Search report published |
Date of ref document: 20080516 Kind code of ref document: A1 |
|
FG2A | Definitive protection |
Ref document number: 2299367B2 Country of ref document: ES |