KR20150004393A - 가압수로형 원자로용 계장 및 제어 관통 플랜지 - Google Patents
가압수로형 원자로용 계장 및 제어 관통 플랜지 Download PDFInfo
- Publication number
- KR20150004393A KR20150004393A KR1020147032731A KR20147032731A KR20150004393A KR 20150004393 A KR20150004393 A KR 20150004393A KR 1020147032731 A KR1020147032731 A KR 1020147032731A KR 20147032731 A KR20147032731 A KR 20147032731A KR 20150004393 A KR20150004393 A KR 20150004393A
- Authority
- KR
- South Korea
- Prior art keywords
- reactor
- reactor vessel
- flange
- seal ring
- interior
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/02—Details
- G21C13/028—Seals, e.g. for pressure vessels or containment vessels
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/02—Details
- G21C13/032—Joints between tubes and vessel walls, e.g. taking into account thermal stresses
- G21C13/036—Joints between tubes and vessel walls, e.g. taking into account thermal stresses the tube passing through the vessel wall, i.e. continuing on both sides of the wall
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/10—Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
- G21C17/116—Passages or insulators, e.g. for electric cables
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/32—Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core
- G21C1/322—Integral reactors, i.e. reactors wherein parts functionally associated with the reactor but not essential to the reaction, e.g. heat exchangers, are disposed inside the enclosure with the core wherein the heat exchanger is disposed above the core
-
- 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
- G21C7/12—Means for moving control elements to desired position
-
- 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)
Abstract
본 발명은 원자로 용기 플랜지와 원자로 용기 헤드 상의 결합 플랜지 사이에 개재된 관통 밀봉링을 갖는 핵 원자로에 관한 것이다. 플랜지를 통한 방사형 포트는 압력 용기의 내부 내의 부품에 신호 케이블, 파워 케이블 또는 유압 라인을 전달하도록 사용될 수 있는 유틸리티 도관을 위한 원자로 용기의 내부로의 통로를 제공한다. 더블 o-링 밀봉재는 관통 플랜지의 양 측면 상에 제공되고 플랜지와 유틸리티 도관 사이의 내부 직경 상의 부분 J-용접부는 압력 경계를 고정한다.
Description
본 발명은 일반적으로 핵원자로 시스템, 그리고 특히 원자로 용기를 통한 유틸리티 관통에 관한 것이다.
가압수로형 원자로와 같은 발전을 위한 핵원자로에서, 열은 농축 우라늄과 같은 핵연료의 분열에 의해 발생되고, 원자로 노심을 통해 흐르는 냉각수에 전달된다. 노심은 냉각수가 흐르는 연료 조립체 구조에서 서로 근접해서 장착된 연신된 핵 연료봉을 포함한다. 연료봉은 함께 연장된 병렬 어레이에서 서로 이격된다. 소정 연료봉에서 연료 원자로의 핵 붕괴 동안 방출된 중성자와 다른 원자 입자의 일부는 연료봉 사이의 공간을 통해 통과하고 인접한 연료봉에서 핵분열 물질에 영향을 주고, 핵반응에 그리고 노심에 의해 발생된 열에 원인이 된다.
이동가능한 제어봉은 그렇지 않으면 분열 반응에 기여할 수 있는 연료봉 사이에 통과하는 중성자의 일부를 흡수하는 것에 의해 핵분열 반응의 전체 속도의 제어를 가능하게 하도록 노심을 통해 분산된다. 제어봉은 일반적으로 중성자 흡수 물질의 연신된 봉을 포함하고 연료봉과 평행하게 그리고 그들 사이에 작동하는 연료 조립체에서 종방향 개구부 또는 안내 딤블에 맞춰진다. 노심에 제어봉을 더 삽입하는 것은 더 많은 중성자가 인접한 연료봉에서 핵분열 공정에 영향을 주지 않고 흡수되게 하고; 제어봉을 후퇴시키는 것은 중성자 흡수의 범위를 감소시키고 핵반응의 속도와 노심의 파워 출력을 증가시킨다.
제어봉은 노심에 관련해서 제어봉의 그룹을 전진시키거나 후퇴시키도록 이동가능한 클러스터 조립체에서 지지된다. 이러한 목적을 위해, 제어봉 구동 메커니즘은 일반적으로 핵노심 위의 원자로 용기 내에, 적어도 부분적으로, 위치된 상부 내부 배열의 부분으로서 제공된다. 가압 수로형 원자로의 원자로 용기는 높은 내부 압력으로 가압되고, 제어봉 구동 메커니즘은 원자로 압력 용기의 관형 연장인 압력 하우징에 부분적으로 하우징된다. 도 1은 압력 용기(12)의 하부 하프 내에 지지된 핵노심(14)을 갖는 종래의 가압 수로형 원자로의 핵원자로 압력 용기(12)를 하우징하는 종래 기술의 핵 원자로 격납건물(10)의 개략도이다. 제어봉 조립체(16), 즉, 클러스터 조립체 중 하나는 노심(14) 내에 비유적으로 도시되고 구동봉(20)에 의해 연료 조립체(미도시)로 그리고 그 밖으로 이동되는 제어봉(18)의 클러스터를 지지한다. 구동봉(20)은 제거가능한 원자로 덮개 헤드(22) 위로 그리고 그것을 통해 연장하는 구동봉 하우징(24)에 의해 이동가능하게 지지된다. 제어봉 구동 메커니즘(CRDM)은 제어봉 구동 하우징(24) 주위의 원자로 헤드 위에 위치되고 노심(14) 내의 연료 조립체로부터 제어봉(18)을 삽입하거나 인출하도록 수직 방향으로 구동봉을 이동시킨다. 봉 위치 인디케이터 코일(26) 또는 다른 인디케이터 메커니즘은 구동봉(20), 그리고 따라서 노심(14)에 관련된 제어봉(18)의 위치를 추적하도록 하우징(24) 주위에 위치된다. 위치 인디케이터 코일(26)의 출력은 원자로 격납건물(10) 내의 프로세서 봉 위치 인디케이터(RPI) 전자기기 캐비넷(28)을 통해 전달된다. 그런 후에 봉 위치 인디케이터 전자기기 캐비넷(28)의 출력은 원자로 격납건물 외부의 논리 캐비넷(30) 및 RPI 처리 유니트(32)로 전달된다. 논리 캐비넷(30)은 미도시된 발전소 센서로부터 얻어진 정보로부터 발생된 자동 명령은 물론 유저 인터페이스(36)로부터의 수동 명령을 제공하는 제어 시스템(34)과 접속한다. 논리 캐비넷(30)은 유저 인터페이스(36)와 원자로 제어 시스템(34)을 통해 조작자로부터의 수동 요구 신호 또는 원자로 제어 시스템(34)으로부터의 자동 요구 신호를 수신하고 미리결정된 스캐쥴에 따라 제어봉(18)을 작동하기 위해 요구되는 명령어 신호를 제공한다. 파워 캐비넷(38)은 모두 공지된 방식으로 CRDM을 작동시키도록 프로그램된 전류를 제공한다.
제어봉 조립체(16)를 위치시키도록 종래의 가압수로형 원자로에 사용된 메커니즘의 하나의 유형은 제어 구동봉이 대략적으로 5/8 인치(1.63cm)의 증분 거리에 의해 개별 단계에서 노심으로 또는 그것 밖으로 이동하도록 작동가능한, 자기 잭-타입 메커니즘이다. 일 실시예에서, 제어봉 구동 메커니즘은 구동봉 축(20)에 결합된 구동봉 축(20) 및 제어봉 클러스터 조립체(16)를 상승시키고 하강시키도록 조정된 방식으로 작동되는 전자 코일에 의해 작동되는 세 개의 전자기 코일 및 아마추어 또는 플런저를 가진다. 세 개의 코일(CRDM)은 압력 하우징(24) 주위에 그리고 외부에 장착된다. 세 개의 코일 중 두 개는 코일에 의해 전원공급될 때 구동봉 축이 맞물리는 그리퍼를 작동시키고, 그리퍼 중 하나는 축방향으로 정지상태이고 다른 하나는 제 3 코일의 영향 하에 축방향으로 이동가능하다.
자기 잭-유형 메커니즘에서, 구동봉 축은 구동축 주위로 둘레를 따라 이격된 그리퍼 상의 래치에 의해 움켜쥐어진 축방향으로 이격된 둘레의 그루브를 가진다. 제 3 코일은 이동가능한 그리퍼와 고정점 사이에 결합된 리프트 플런저를 작동시킨다. 제어봉 메커니즘으로의 전력이 손실된다면, 두 개의 그리퍼 모두는 해제하고 제어봉은 중력에 의해 최대 핵 플럭스 댐핑 위치로 강하한다. 제어봉 파워가 활성화상태로 남는 한에는, 정지상태 그리퍼와 이동가능한 그리퍼 중 적어도 하나는 항상 구동축을 잡고 있다.
세 개의 코일은 결국 구동축을 유지하고 이동하도록 시의적절하게 공동작용하는 방식으로 작동된다. 움직임의 시퀀스 동안 양 유형의 그리퍼가 정지 상태를 유지하는 것으로부터 전진 또는 후퇴를 위한 움직임으로의 변화 동안 구동축과 맞물림에도, 정지상태 그리퍼 및 이동가능한 그리퍼는 실질적으로 교대로 작동한다. 정지상태 그리퍼는 구동축을 잡을 수 있는 반면에 이동가능한 그리퍼는 맞물림의 새로운 위치로 이동된다. 이동가능한 그리퍼는 리프트 플런저에 의해 제어되는 바와 같이 그것을 위 또는 아래로 이동할 때 구동축과 맞물린다. 이동가능한 그리퍼가 구동축과 맞물린 후에, 정지상태 그리퍼가 해제되고 그런 후에 플런저는 하나의 방향 또는 다른 방향으로 움직임에 영향을 주도록 활성화되거나 또는 비활성화된다.
몇몇 특정 코일 배열 및 그리퍼 설계가 가능하지만, 어떤 기계적 배열이 그리퍼 및 리프팅 코일/아마추어 배열에 사용되든지, 리프팅 코일은 일반적으로 강제 환기에 의해 그들이 냉각되는 원자로 용기의 압력 경계 외부에 하우징되고 구동봉을 둘러싸고 압력 용기 헤드의 수직 연장인 압력 하우징을 통해 래치 조립체에 자기적으로 결합된다. 그러나, 발달 하에 핵 원자로의 다음 발생 중 하나는 노심, 상부 내부, 스팀 발생기, 가압기 및 동일한 압력 용기 내에 하우징되는 1차 루프 순환 펌프의 입구와 출구를 갖는 작은 모듈 원자로이다. 그러한 배열에서, 전체 제어봉 구동 메커니즘은 종래의 코일 배열이 신뢰할만하게 작동하지 않을 수 있는 원자로 냉각수 내에 담가 진다. 코일이 그들을 냉각수와 직접 접촉하는 것을 막도록 하우징되었음에도, 종래의 코일은 그들이 작동 사이클에서 경험할 수 있는 온도를 견딜 수 없다. 핵 원자로 내부 제어봉 구동 메커니즘 조립체로 명명된 2011년 12월 8일에 출원된 출원 제13/314,519호는 이러한 문제를 극복하지만, 그러한 작은 모듈 원자로에서 부품의 배열은 전자기 CRDM 코일 또는 다른 용기 내 계장 및 제어에 전력공급하기 위해 요구되는 케이블링을 라우팅하기 위한 상부 또는 하부 용기 헤드, 전력을 공급하고 내부 부품으로 그리고 그로부터 신호를 전달하기 위한 종래의 경로를 통해 용기 관통의 병합을 막는다. 일반적인 일체형 가압수로형 원자로 설계는 스팀 발생기가 위로부터 노심으로의 접근을 복잡하게 하는 원자로 노심 위에 직접 위치되는 것을 요구한다. 덧붙여, 용기내 유지가 안전 특징으로 요구되는 발전소 설계에서, 바닥 용기 관통은 바닥 헤드를 통한 노심에 대한 접근을 막도록 따라서 금지된다.
도 2 및 도 3은 그러한 작은 모듈 원자로의 개략도를 도시한다. 도 2는 압력 용기와 내부 부품을 나타내도록 부분적으로 절단된 사시도를 나타낸다. 도 3은 도 2에 도시된 압력 용기의 확대도이다. 가압기(54)는 원자로 용기 헤드의 상부에 일체로 되고 분리 부품에 대한 필요를 제거한다. 핫 레그 라이저(56)는 1차 냉각수를 노심(14)으로부터 핫 레그 라이저(56)를 둘러싸는 스팀 발생기(58)로 향하게 한다. 6개의 원자로 냉각수 펌프(60)는 상부 내부(62)의 상부 단부 부근의 수직에서 원자로 용기 주위로 둘레를 따라 이격된다. 원자로 냉각수 펌프는 축류 밀폐형 모터 펌프에 수평으로 장착된다. 원자로 노심(14) 및 상부 내부(62)는 크기를 제외하고, 웨스팅하우스 일렉트릭 컴퍼니 엘엘씨, 크랜베리 타운쉽, PA에 의해 공급된 AP1000® 원자로에서 대응하는 부품과 실질적으로 동일하다. 다음으로부터, 원자로의 내부 부품으로부터 외부로의 케이블링을 라우팅하기 위한 종래의 수단이 용이하게 사용될 수 있다는 것이 명백해진다.
따라서, 원자로 용기의 내부로부터 외부로 전력, 전기 신호 및/또는 유압 유동을 간단히 전달하는 새로운 케이블 라우팅 설계가 요구된다.
또한, 발전소 재장전 작동 동안 원자로 용기 분해 및 재조립을 방해하지 않는 케이블 라우팅 설계가 요구된다.
부가적으로, 용기 내 부품의 점검 및 유지를 용이하게 하는 케이블 라우팅 설계가 요구된다.
이들 그리고 다른 목적이 하단부에 밀봉된 연신된 원자로 용기를 갖고 그리고 환형 플랜지가 형성되는 열린 상부 단부 및 연신된 크기를 따라 연장하는 중심 축선을 갖는 핵 원자로에 의해 달성된다. 원자로 용기는 밀봉면을 형성하도록 가공된 헤드의 하측면 상에 환형부를 갖는 헤드를 가진다. 플랜지와 원자로 용기 헤드의 하측면 상의 밀봉면 사이의 원자로 용기 플랜지 상에 안착하도록 크기조절되는, 제거가능한 환형 밀봉링은 용기 헤드의 하측면 상의 밀봉면과 용기 상의 플랜지 사이에 개재된다. 밀봉재는 유틸리티 도관이 유압 메커니즘을 위한 유압 유동, 계장 신호 또는 전기 메커니즘을 위한 파워를 포함하는 하나 이상의 유틸리티를 전달하도록 원자로 용기 외부로부터 내부로 통과하는 것을 통해 방사형 통로를 밀봉가능하게 수용하도록 크기조절되는 두께를 가진다. 제거가능한 환형 밀봉재는 그러한 방사형 통로 중 하나 이상을 포함한다. 원자로는 일반적으로 노심 위에 위치된 반응성 노심 및 상부 내부를 포함하는 하부 내부를 갖는 내부 조립체를 일반적으로 포함한다. 내부 조립체는 원자로 용기 내에 안착되고 바람직하게 제거가능한 환형 밀봉링은 원자로 내부 조립체에 부착된다.
일 실시예에서, 반응성 노심의 하측면에 접근하도록 상대적으로 차가운 원자로 냉각수의 하향 유동을 위해 원자로 용기의 내벽과 내부 조립체 사이에 환형 통로가 제공된다, 여기서 제거가능한 환형 밀봉링의 적어도 일부는 원자로 내부 조립체에 부착되는 환형 통로 위로 연장한다. 바람직하게, 그러한 배열에서, 환형 통로 위로 연장하는 제거가능한 환형 밀봉링의 부분은 원자로 냉각수의 통로를 위해 축방향으로 연장하는 개구부를 포함한다. 바람직하게, 축방향으로 연장하는 개구부는 방사형 통로로부터 둘레를 따라 이격된다.
더 또 다른 실시예에서, 제거가능한 환형 밀봉링은 상부 내부에 부착되고, 상부 내부의 제거로 원자로 용기로부터 제거가능하다. 바람직하게, 그러한 배열에서, 유틸리티 도관은 상부 내부의 일체형 부분이고 원자로 용기 외부에 유틸리티 연결해제를 포함한다.
바람직하게, 환형 밀봉링은 마주하는 측면 중 하나 상의 원자로 용기 플랜지와 마주하는 측면 중 다른 하나 상의 원자로 용기 헤드의 환형부와 결합하는 마주하는 측면 상의 상부 및 하부 더블 o-링 밀봉재를 가진다. 바람직하게, 환형 밀봉링은 하나의 원자로 용기 플랜지 누출 라인을 통해 밀봉재의 세트 모두를 통해 누출이 검출되도록 하는 상부 및 하부 더블 o-링 밀봉재 사이에 연장하는 홀을 가진다. 바람직하게, 누출 라인은 하부 더블 o-링 밀봉재로부터 연장한다.
바람직하게, 제거가능한 환형 밀봉링은 원자로 용기와 실질적으로 동일한 열팽창 특성을 갖는 금속으로부터 단조가공된다. 이 점에서, 제거가능한 환형 밀봉재는 (ⅰ)원자로 냉각수와 접촉하는 표면이 스테인레스 스틸로 피복되는 카본 스틸, 또는 (ⅱ)합금 690 중 어느 하나로부터 단조가공될 수 있다.
바람직하게, 환형 밀봉링은 원자로 용기 헤드에서 개구부를 따라 환형 밀봉링을 통해 축방향으로 복수의 홀 및 그들 사이에 끼워진 밀봉링을 갖는 플랜지에 헤드를 고정하는 스터드가 통과하는 원자로 용기 플랜지를 가진다. 바람직하게, 방사형 통로 중 하나 이상이 홀의 두 개의 인접한 것 사이에 연장한다. 바람직하게, 유틸리티 도관은 밀봉재의 내부 직경 상에 방사형 통로로 밀봉된다.
본 발명은 발전소 재장전 작동 동안 원자로 용기의 원자로 용기 분해 및 재조립의 편리한 수단을 제공하고 용기내 부품의 점검 및 유지를 허용한다.
이하에 주장되는 본 발명의 또 다른 이해는 첨부된 도면에 관련하여 읽힐 때 바람직한 실시예의 다음의 설명으로부터 얻어질 수 있고, 여기서:
도 1은 원자로 용기의 노심으로 그리고 밖으로 제어봉 조립체를 삽입하고 인출하기 위한 제어봉 구동 시스템을 지지하는 핵원자로 용기의 개요를 나타내는 종래의 가압수로형 원자로 핵 격납건물의 개략도이고;
도 2는 작은 모듈 원자로 시스템을 나타내는 부분적으로 절단된 사시도이며;
도 3은 도 2에 도시된 원자로의 확대도이고;
도 4는 내부를 나타내도록 일부가 절단된 원자로 용기와 내부 부품의 사시도이며;
도 5는 원자로 용기 내부와 원자로 용기로부터 제거된 제거가능한 밀봉재의 사시도이고;
도 6은 도 5의 상부의 확대도이며;
도 7은 유틸리티 도관을 통해 흐르는 것을 나타내는 원자로 용기 헤드, 제거가능한 밀봉재 및 원자로 용기 플랜지 사이의 밀봉재 인터페이스의 개략도이고; 그리고
도 8은 원자로 용기와 내부 부품의 횡단면도이다.
도 1은 원자로 용기의 노심으로 그리고 밖으로 제어봉 조립체를 삽입하고 인출하기 위한 제어봉 구동 시스템을 지지하는 핵원자로 용기의 개요를 나타내는 종래의 가압수로형 원자로 핵 격납건물의 개략도이고;
도 2는 작은 모듈 원자로 시스템을 나타내는 부분적으로 절단된 사시도이며;
도 3은 도 2에 도시된 원자로의 확대도이고;
도 4는 내부를 나타내도록 일부가 절단된 원자로 용기와 내부 부품의 사시도이며;
도 5는 원자로 용기 내부와 원자로 용기로부터 제거된 제거가능한 밀봉재의 사시도이고;
도 6은 도 5의 상부의 확대도이며;
도 7은 유틸리티 도관을 통해 흐르는 것을 나타내는 원자로 용기 헤드, 제거가능한 밀봉재 및 원자로 용기 플랜지 사이의 밀봉재 인터페이스의 개략도이고; 그리고
도 8은 원자로 용기와 내부 부품의 횡단면도이다.
앞서 언급된 바와 같이, 작고, 일체형인, 모듈 원자로를 포함하는 일부 원자로 설계의 구성은 계장 및 제어를 위한 상부 또는 하부 용기 헤드 중 어느 하나를 통해 용기 관통의 병합을 막는다. 일부 작은 모듈 원자로 설계는 또한 제어봉 구동 메커니즘, 원자로 냉각수 펌프, 및 가압기 히터와 같은 내부 부품으로의 전력 공급을 요구한다. 본 발명은 상부 및 하부 원자로 용기 덮개 플랜지(40, 42), 각각(도 2 및 도 3) 사이에 클램핑되는 링(44)을 통해 전력을 포함하는 모든 관통에 대안적인 위치를 제공한다. 여기 설명된 본 발명의 바람직한 실시예는 발전소 재장전 작동 동안 원자로 용기의 원자로 용기 분해 및 재조립의 편리한 수단을 제공하고 용기내 부품의 점검 및 유지를 허용한다.
바람직한 실시예에 관한 다음의 물리적 설명은 특정 작은 일체형 원자로 설계로 특정하지만, 그러나 본 발명의 신규한 부재가 그들이 유사한 설계 제한을 갖든 아니든 다른 원자로에 적용될 수 있다는 것이 인지될 수 있다. 동일한 도면 부호가 대응하는 부품을 언급하도록 여러 도면 가운데 사용된다.
도 4는 원자로 용기(12) 및 노심(14)을 포함하는 하부 내부(46) 및 제어봉 가이드 튜브, 구동봉 하우징(24) 및 제어봉 구동 메커니즘(CRDM)을 포함하는 상부 내부(62)를 포함하는 내부 부품을 나타낸다. 본 발명은 유틸리티 도관(50)이 압력 용기의 내부로 또는 그로부터 외부로 전력, 계장 신호, 제어 신호 또는 유압 유동을 전달하는 방사형으로 연장하는 포트(48)를 환형 관통 플랜지 밀봉재(44)에 제공한다. 바람직한 실시예에서, 관통 플랜지, 또는 밀봉링(44)은 붕산 원자로 냉각수와 접촉하는 표면이 스테인레스 스틸로 피복되는 카본 스틸(SA-508과 같음)의 단조가공된 링 또는 솔리드 합금 690으로부터 단조가공된 링이다. 이들 소재는 설계에 있어서 중요한 원자로 용기 소재와 유사한 열팽창 특성을 가진다. 링(44)은 상부 및 바닥 표면 모두 상에 더블 o-링 밀봉재(68, 70)를 포함하도록 o-링 유지 그루브와 같은 필요한 세부사항을 가지도록 가공된다(도 7). 외경을 향해, 원자로 덮개 스터드의 수와 같은 클리어런스 홀(52)은 스터드(74)가 링(44)을 통해 통과하는 것을 허용하도록 가공된다(도 4, 5, 6 및 7). 링(44)의 내경은 기계적 파스너 또는 바이메탈 용접을 통해 상부 내부(62)에 고정된다. 링(44)을 통해 유틸리티 도관 관통(48)은 원자로 덮개 스터드 클리어런스 홀(52) 사이에 방사형으로 연장한다. 하나 이상의 관통은 두 개의 덮개 스터드 홀(52) 사이의 공간을 통해 관통할 수 있다. 관통의 배열은 특정 원자로 설계의 요구사항의 함수일 것이다. 여기에 설명된 작은 모듈 원자로 내부 설계에서, 도 8로부터 가장 잘 보여질 수 있는 바와 같이 스팀 발생기로부터의 냉각수 유동이 관통 플랜지(44)를 통과하는 것을 허용하도록 관통 플랜지 밀봉링(44)의 내부 직경을 향한 유동홀(64) 역시 요구된다. 이들 홀(64)은 방사형 관통(48)을 피하도록 이격될 필요가 있다. 이들 관통을 통과하는 유틸리티 도관은 합금 690으로 구성되는 경향이 있고, 부분 관통 J-그루브 용접부(72)를 사용하여 관통 링(44)의 내부 직경 상에 밀봉된다. 용접부(72)는 1차 압력 경계를 형성한다. 이 점에서, 압력 경계는 도관을 통해 전달되는 유틸리티 매체에 의해 서비스되는 장비로의 연속 도관을 형성하는 연속 튜브에 의해 유지된다. 관통 플랜지(44)는 또한 관통에서 그라포일 밀봉재를 추가하는 것에 의해 재장전 동안 후퇴될 수 있는 딤블 튜브에 코어내 계장 케이블링을 도입하도록 사용될 수 있다. o-링 밀봉재(68, 70)는 도 7에 가장 잘 관찰되고, 이는 내부(62)가 관통 플랜지(44)를 갖는 내부(62)를 제거하도록 용기로부터 제거될 필요가 있을 때 사용되는 원자로의 외부 상의 전기 연결해제(66)도 나타낸다.
재장전 동안, 상부 내부(62) 및 그것을 지지하는 부품은 전기 케이블 단자(66)가 연결해제된 후에 단일 조립체로서 원자로 용기(12)로부터 제거될 수 있다. 예를 들어, 여기 설명된 작은 모듈 원자로의 경우에, 제어봉 구동 메커니즘에 제공하는 전기 파워 및 위치 인디케이션 계장 케이블은 모두 상부 내부에 부착된 채로 남고 원자로 용기 엔빌로프 내의 압력 경계를 손상시키지 않고 제거될 수 있다. 재장전 동안 원자로 노심으로부터 후퇴될 필요가 있는 노심내 계장을 수용하도록, 기계적 밀봉재가 관통 플랜지(44)에서 방사형 관통에 추가될 수 있다. 이러한 밀봉재는 계장이 플랜지에서 관통을 통해 그것을 잡아당기는 것에 의해 인출되도록 한다.
관통 플랜지(44)는 또한 온도 관리를 위해 상대적으로 고온 및 냉온 원자로 냉각수 모두에 압력 경계를 통해 접근을 제공한다. 서모웰은 원자로의 냉온을 모니터하도록 유동홀(64)로 관통 플랜지(44)의 외경을 통해 또는 원자로의 고온을 모니터하도록 내부 직경을 통해 연장할 수 있다. 관통 플랜지(44)에서 유동홀(64)은 또한 유동 측정을 위한 기회를 제공한다. 피토 튜브 유동 탐침 디바이스는 원자로의 냉각수 유속을 모니터링하도록 외경으로부터 유동홀(64)로 관통할 수 있다.
본 발명의 특정 실시예가 구체적으로 설명되는 반면에, 이들 세부사항에 대한 다양한 수정 및 대안들이 개시의 전체 교시의 관점에서 전개될 수 있다는 것이 해당 기술분야의 당업자에 의해 인지될 것이다. 따라서, 개시된 특정 실시예는 도시하도록만 의도되고 첨부된 청구항의 완전한 사상과 임의의 그리고 모든 그것의 균등물이 주어지는 본 발명의 범위에 대해 한정하지 않는다.
Claims (15)
- 하부 단부가 밀봉되고 그리고 환형 플랜지(42)가 형성되는 개방된 상부 단부 및 연신된 크기를 따라 연장하는 중심 축선을 갖는 연신된 원자로 용기(12);
밀봉면을 형성하도록 가공된 헤드의 하측면 상에 환형부(40)를 갖는 원자로 용기 헤드(22); 및
상기 플랜지와 상기 원자로 용기 헤드(22)의 하측면 상에 상기 밀봉면(40) 사이의 상기 원자로 용기 플랜지(42) 상에 안착하도록 크기조절된 제거가능한 환형 밀봉링(44), 상기 밀봉링은 상기 용기 헤드의 하측면 상의 밀봉면과 상기 원자로 용기 상의 상기 플랜지 사이에 중재되고 그리고 유틸리티 도관(50)이 유압 메커니즘을 위한 유압 유동, 계장 신호 또는 전기 메커니즘을 위한 파워를 포함하는 하나 이상의 유틸리티를 전달하도록 원자로 용기(12)의 외부로부터 그 내부로 통과하는 방사형 통로(48)를 밀봉가능하게 수용하도록 크기조절된 두께를 갖고, 상기 제거가능한 환형 밀봉링은 그러한 방사형 통로 중 하나 이상을 포함하는 것을 특징으로 하는 핵 원자로. - 제 1항에 있어서,
반응성 노심(14)을 포함하는 하부 내부(46) 및 상기 노심 위에 위치된 상부 내부(62)를 포함하는 원자로 내부 조립체를 포함하고, 상기 내부 조립체는 상기 원자로 용기(12) 내에 안착되며, 상기 제거가능한 환형 밀봉링(44)은 상기 원자로 내부 조립체에 부착되는 것을 특징으로 하는 핵 원자로. - 제 2항에 있어서,
상기 반응성 노심(14)의 하측면에 접근하도록 상대적으로 차가운 원자로 냉각수의 하향 흐름을 위한 상기 원자로 용기(12)의 내벽과 상기 내부 조립체(46) 사이의 실질적으로 환형 통로를 포함하고, 상기 제거가능한 환형 밀봉링(44)의 적어도 일부는 상기 원자로 내부 조립체에 부착되는 상기 환형 통로에 걸쳐 연장하는 것을 특징으로 하는 핵 원자로. - 제 3항에 있어서,
상기 환형 통로에 걸쳐 연장하는 상기 제거가능한 환형 밀봉링(44)의 일부분은 원자로 냉각수의 상기 통로에 대해 축방향으로 연장하는 개구부(64)를 포함하는 것을 특징으로 하는 핵 원자로. - 제 4항에 있어서,
상기 축방향으로 연장하는 개구부(64)는 상기 방사형 통로(48)로부터 둘레를 따라 이격되는 것을 특징으로 하는 핵 원자로. - 제 3항에 있어서,
상기 제거가능한 환형 밀봉링(44)은 상기 상부 내부(62)에 부착되는 것을 특징으로 하는 핵 원자로. - 제 6항에 있어서,
상기 제거가능한 환형 밀봉링(44)은 상기 상부 내부(62)의 제거로 상기 원자로 용기(12)로부터 제거가능한 것을 특징으로 하는 핵 원자로. - 제 7항에 있어서,
상기 유틸리티 도관(50) 중 적어도 하나 이상은 상기 상부 내부(62)의 일체형 부분이고 상기 원자로 용기(12)의 외부에 유틸리티 연결해제(66)를 포함하는 것을 특징으로 하는 핵 원자로. - 제 1항에 있어서,
상기 환형 밀봉링(44)은 마주하는 측면 중 하나 상의 상기 원자로 용기 플랜지(42) 및 상기 마주하는 측면 중 또 다른 하나 상의 상기 원자로 용기 헤드(40)의 상기 환형부와 맞물리는 마주하는 측면 상의 상부 및 하부 더블 o-링 밀봉재(68, 70)를 갖고, 상기 환형 밀봉링은 하나의 원자로 용기 플랜지 누출 라인을 통해 밀봉재의 세트 모두를 통해 누설이 검출되도록 하는 상기 상부 및 하부 더블 o-링 밀봉재 사이에 연장하는 홀을 갖는 것을 특징으로 하는 핵 원자로. - 제 9항에 있어서,
상기 하부 더블 o-링 밀봉재(70)로부터 연장하는 하나의 원자로 용기 플랜지 누출 라인을 포함하는 것을 특징으로 하는 핵 원자로. - 제 1항에 있어서,
상기 제거가능한 환형 밀봉링(44)은 상기 원자로 용기(12)와 실질적으로 동일한 열팽창 특성을 갖는 금속으로부터 단조가공되는 것을 특징으로 하는 핵 원자로. - 제 11항에 있어서,
상기 제거가능한 환형 밀봉링(44)은 (ⅰ)원자로 냉각수와 접촉하는 표면이 스테인레스 스틸로 피복되는 카본 스틸 또는 (ⅱ)합금 690으로부터 단조가공되는 것을 특징으로 하는 핵 원자로. - 제 1항에 있어서,
상기 원자로 용기 헤드(22)에서 개구부를 따라 상기 환형 밀봉링을 축방향으로 통과하는 복수의 홀(52) 및 그 사이에 단조가공된 상기 밀봉링(44)을 갖는 상기 플랜지에 상기 헤드를 고정하는 스터드(74)가 통과하는 상기 원자로 용기 플랜지(42)를 포함하는 것을 특징으로 하는 핵 원자로. - 제 13항에 있어서,
상기 방사형 통로(48) 중 하나 이상은 상기 홀(52) 중 두 개의 인접한 것 사이에 연장하는 것을 특징으로 하는 핵 원자로. - 제 1항에 있어서,
상기 유틸리티 도관(50)은 상기 밀봉링(44)의 상기 내부 직경 상의 상기 방사형 통로(48)에 밀봉되는 것을 특징으로 하는 핵 원자로.
Applications Claiming Priority (3)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US13/457,683 | 2012-04-27 | ||
US13/457,683 US9659674B2 (en) | 2012-04-27 | 2012-04-27 | Instrumentation and control penetration flange for pressurized water reactor |
PCT/US2013/036062 WO2013162894A1 (en) | 2012-04-27 | 2013-04-11 | Instrumentation and control penetration flange for pressurized water reactor |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
KR20150004393A true KR20150004393A (ko) | 2015-01-12 |
KR102115053B1 KR102115053B1 (ko) | 2020-05-26 |
Family
ID=49477280
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
KR1020147032731A KR102115053B1 (ko) | 2012-04-27 | 2013-04-11 | 가압수로형 원자로용 계장 및 제어 관통 플랜지 |
Country Status (6)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US9659674B2 (ko) |
EP (1) | EP2842133A4 (ko) |
JP (1) | JP6422189B2 (ko) |
KR (1) | KR102115053B1 (ko) |
CN (1) | CN104246900B (ko) |
WO (1) | WO2013162894A1 (ko) |
Families Citing this family (18)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US9991009B2 (en) | 2012-04-17 | 2018-06-05 | Bwxt Mpower, Inc. | Electrical feedthroughs for nuclear reactor |
US9064607B2 (en) * | 2012-04-27 | 2015-06-23 | Westinghouse Electric Company Llc | Method and apparatus for refueling a nuclear reactor having an instrumentation penetration flange |
US9318227B2 (en) * | 2013-01-15 | 2016-04-19 | Westinghouse Electric Company Llc | Apparatus and method for removing the upper internals from a nuclear reactor pressurized vessel |
US9620254B2 (en) * | 2013-04-11 | 2017-04-11 | Westinghouse Electric Company Llc | Reactor in-core instrument handling system |
US9478320B2 (en) * | 2014-08-18 | 2016-10-25 | Westinghouse Electric Company Llc | Method for in-core instrumentation withdrawal from the core of a pressurized water reactor |
FR3038444B1 (fr) * | 2015-06-30 | 2017-08-11 | Soc Technique Pour L'energie Atomique | Assemblage de penetration electrique de cuve d'un reacteur nucleaire |
FR3038443B1 (fr) * | 2015-07-01 | 2021-04-02 | Soc Technique Pour Lenergie Atomique | Reacteur nucleaire avec elements chauffants entierement loges dans un pressuriseur integre, procede d'exploitation correspondant |
CN105006260A (zh) * | 2015-07-31 | 2015-10-28 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 用于整体效应热工水力试验的堆芯模拟体 |
US10460845B2 (en) * | 2015-11-16 | 2019-10-29 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Nuclear reactor flow path sealing systems and seals |
FR3044158B1 (fr) * | 2015-11-19 | 2017-11-17 | Soc Technique Pour L'energie Atomique | Assemblage de penetration electrique de cuve d'un reacteur nucleaire |
CN106887262A (zh) * | 2015-12-15 | 2017-06-23 | 中国核动力研究设计院 | 一种89堆芯悬挂主泵的一体化模块式压水堆 |
CN106887261A (zh) * | 2015-12-15 | 2017-06-23 | 中国核动力研究设计院 | 一种69堆芯的一体化模块式压水堆 |
KR101779133B1 (ko) * | 2016-10-11 | 2017-09-18 | 한국전력기술 주식회사 | 원자로 압력용기에 제어봉 구동장치와 케이블 밀봉장치를 설치하기 위한 설치 구조물 |
US10796808B2 (en) * | 2016-12-30 | 2020-10-06 | Nuscale Power, Llc | Containment seal |
WO2019133398A1 (en) * | 2017-12-29 | 2019-07-04 | Nuscale Power, Llc | Nuclear reactor module with a cooling chamber for a drive motor of a control rod drive mechanism |
FR3079960B1 (fr) * | 2018-04-05 | 2020-03-13 | Framatome | Reacteur nucleaire et procede de maintenance correspondant |
WO2020209997A2 (en) | 2019-03-19 | 2020-10-15 | Bwxt Nuclear Energy, Inc. | Nuclear thermal propulsion nuclear reactor interface structure |
CN111199806B (zh) * | 2019-12-31 | 2022-04-19 | 中国核动力研究设计院 | 一种具有应急冷却功能的热管反应堆支承和屏蔽结构 |
Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3801734A (en) * | 1971-12-23 | 1974-04-02 | Combustion Eng | Reactor-fuel assembly hold down |
KR840002694Y1 (ko) * | 1984-10-25 | 1984-12-15 | 뱁콕-브라운-보베리 리엑터 게엠베하 | 핵원자로 압력용기 밀봉부를 위한 노즐관입장치 |
JPH06300883A (ja) * | 1993-03-11 | 1994-10-28 | General Electric Co <Ge> | 原子炉圧力容器の上蓋 |
JP2003314692A (ja) * | 2002-04-19 | 2003-11-06 | Babcock Hitachi Kk | 圧力容器及び圧力容器シール部のパージ方法 |
Family Cites Families (17)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3158543A (en) * | 1959-08-14 | 1964-11-24 | Sherman Jerome | Fuel assembly support system for nuclear reactor |
US3397114A (en) * | 1966-07-05 | 1968-08-13 | Babcock & Wilcox Ltd | Integral nuclear reactor-heat exchanger arrangement |
GB1139406A (en) | 1966-10-14 | 1969-01-08 | Atomic Energy Authority Uk | Nuclear reactors |
US3660231A (en) * | 1968-11-26 | 1972-05-02 | Gen Electric | Steam cooled nuclear reactor |
BE793193A (fr) | 1971-12-23 | 1973-04-16 | Combustion Eng | Raccord a plusieurs joints pour des conduits, notamment les conduits hydrauliques des barres de commande de reacteurs nucleaires |
BE793199A (fr) * | 1971-12-23 | 1973-04-16 | Combustion Eng | Mecanisme de commande hydraulique pour l'introduction et le relevage des barres de commande d'un reacteur nucleaire |
US4106983A (en) * | 1976-01-15 | 1978-08-15 | Westinghouse Electric Corp. | Thermocouple hot junction receptacle for a nuclear reactor |
IL65686A (en) | 1981-06-03 | 1985-07-31 | Westinghouse Electric Corp | Integrated head package for a standard-type nuclear reactor |
FR2591790B1 (fr) | 1985-12-13 | 1988-03-25 | Framatome Sa | Dispositif a conduits de guidage de sondes pour reacteur nucleaire |
JP2616937B2 (ja) | 1987-10-21 | 1997-06-04 | 日立金属株式会社 | 複合ロール |
US5052891A (en) * | 1990-03-12 | 1991-10-01 | General Motors Corporation | Connection for gas turbine engine rotor elements |
US5706319A (en) * | 1996-08-12 | 1998-01-06 | Joseph Oat Corporation | Reactor vessel seal and method for temporarily sealing a reactor pressure vessel from the refueling canal |
US6301319B1 (en) * | 1998-09-30 | 2001-10-09 | Westinghouse Electric Company Llc | Method of sealing a reactor pressure vessel |
CN102027145B (zh) | 2008-05-16 | 2013-01-23 | 住友金属工业株式会社 | Ni-Cr合金管 |
US8971477B2 (en) * | 2009-06-10 | 2015-03-03 | Babcock & Wilcox Mpower, Inc. | Integral helical coil pressurized water nuclear reactor |
JP2011245504A (ja) | 2010-05-25 | 2011-12-08 | Nippon Steel Engineering Co Ltd | 圧延機の胴幅可変ロールおよびロール胴幅可変方法 |
US9177674B2 (en) | 2010-09-27 | 2015-11-03 | Bwxt Nuclear Energy, Inc. | Compact nuclear reactor |
-
2012
- 2012-04-27 US US13/457,683 patent/US9659674B2/en active Active
-
2013
- 2013-04-11 EP EP13781712.8A patent/EP2842133A4/en not_active Withdrawn
- 2013-04-11 JP JP2015509007A patent/JP6422189B2/ja active Active
- 2013-04-11 CN CN201380022074.9A patent/CN104246900B/zh active Active
- 2013-04-11 KR KR1020147032731A patent/KR102115053B1/ko active IP Right Grant
- 2013-04-11 WO PCT/US2013/036062 patent/WO2013162894A1/en active Application Filing
Patent Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3801734A (en) * | 1971-12-23 | 1974-04-02 | Combustion Eng | Reactor-fuel assembly hold down |
KR840002694Y1 (ko) * | 1984-10-25 | 1984-12-15 | 뱁콕-브라운-보베리 리엑터 게엠베하 | 핵원자로 압력용기 밀봉부를 위한 노즐관입장치 |
JPH06300883A (ja) * | 1993-03-11 | 1994-10-28 | General Electric Co <Ge> | 原子炉圧力容器の上蓋 |
JP2003314692A (ja) * | 2002-04-19 | 2003-11-06 | Babcock Hitachi Kk | 圧力容器及び圧力容器シール部のパージ方法 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
EP2842133A1 (en) | 2015-03-04 |
EP2842133A4 (en) | 2016-04-20 |
CN104246900A (zh) | 2014-12-24 |
US20130287157A1 (en) | 2013-10-31 |
JP6422189B2 (ja) | 2018-11-14 |
KR102115053B1 (ko) | 2020-05-26 |
WO2013162894A1 (en) | 2013-10-31 |
CN104246900B (zh) | 2017-08-15 |
JP2015519552A (ja) | 2015-07-09 |
US9659674B2 (en) | 2017-05-23 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
KR102115053B1 (ko) | 가압수로형 원자로용 계장 및 제어 관통 플랜지 | |
US10032529B2 (en) | Nuclear reactor internal electric control rod drive mechanism assembly | |
RU2578172C2 (ru) | Устройство управления стержнями в ядерном реакторе | |
JP5886312B2 (ja) | 原子炉内構造物の液圧式制御棒駆動機構装置 | |
US20210151207A1 (en) | Control rod drive mechanism ("crdm") assembly for a nuclear reactor | |
JP6334562B2 (ja) | 計装ケーブル貫通フランジを有する原子炉およびその燃料交換方法 | |
JPH04268497A (ja) | 加圧水型原子炉における炉心計装装置 | |
KR102367661B1 (ko) | 가압수형 원자로의 노심에서 노심내 계측장치를 회수하는 방법 | |
JP6347496B2 (ja) | 加圧水型原子炉 | |
Seim et al. | CONCEPTUAL SYSTEM DESIGN DESCRIPTION OF THE EBR-II IN-CORE INSTRUMENT TEST FACILITY. EBR-II Project. |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
A201 | Request for examination | ||
E902 | Notification of reason for refusal | ||
E701 | Decision to grant or registration of patent right | ||
GRNT | Written decision to grant |