KR20150004418A - 핵원자로의 연료 재장전 방법 - Google Patents

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Abstract

본 발명은 저장 위치에 원자로 용기 헤드 및 상부 내부를 제거하고 원자로 용기 플랜지 상에 개방형 상부 및 하부 단부를 갖는 원통형 탱크를 설치하는 단계를 포함하는 핵 원자로의 연료를 재장전하는 방법에 관한 것이다. 원통형 탱크는 원자로 용기에 밀봉되고 원통형 탱크의 측면 상의 관통부는 소모 연료 풀에 연결된 재장전 수로에 밀봉된다. 그런 후에 원자로 용기 내의 원자로 냉각재의 수위는 원통형 탱크를 소모 연료 풀의 것과 같은 높이로 적어도 부분적으로 채우도록 상승된다. 그런 후에 재장전 수로가 열리고 원자로 용기 상에 지지되는 재장전 기계는 노심과 소모 연료 풀 사이에 연료 조립체를 전달하도록 사용된다.

Description

핵원자로의 연료 재장전 방법{A METHOD OF REFUELING A NUCLEAR REACTOR}
본 발명은 핵원자로를 재장전하기 위한 방법, 그리고 더 구체적으로, 컴팩트한 격납 용기로 작은 모듈식 원자로의 연료를 재장전하는 방법에 관한 것이다.
경수 원자로를 사용하는 핵발전소는 원자로의 연료를 재장전하기 위한 주기적 운전정지를 요구한다. 새로운 연료 조립체는 발전소로 이동되고 앞서 원자로로부터 제거되었을 사용된 연료 조립체와 함께 연료 저장 건물에 임시 저장된다. 재장전 운전정지 동안, 원자로에서 연료 조립체의 일부가 원자로로부터 연료 저장 건물로 제거된다. 연료 조립체의 제 2 부분은 원자로에서 하나의 지지 위치로부터 원자로에서 또 다른 노심 지지 위치로 이동된다. 새로운 연료 조립체는 제거된 이들 연료 조립체를 교체하도록 연료 저장 건물로부터 원자로로 이동된다. 이러한 움직임은 각각의 연료 조립체가 원자로 노심 설계자에 의해 준비된 전체 재장전 계획에 따라 특정 위치에 위치된다.
재장전 활동은 종종 핵발전소를 출력 운전으로 되돌아가게 하는 임계 경로 상에 있고, 그러므로 이러한 운전 속도는 발전소 소유자에게 중요한 경제적 고려대상이다. 또한, 발전소 장비와 연료 조립체는 고가이고 관리는 연료 조립체 또는 연료 이송 장비의 부적절한 취급으로 인한 손상 또는 불필요한 방사선 노출을 일으키지 않도록 취해져야 한다. 이러한 운전의 정밀도는 또한 원자로 노심의 안전하고 경제적 운전이 각각의 연료 조립체가 그 적절한 위치에 있는 것에 따르기 때문에 중요하다.
일반적인 가압수로형 원자로는 18 내지 24개월마다 재장전될 필요가 있다. 재장전 동안, 원자로는 재조립되고 노심은 소모된 연료 풀로 일반적으로 알려진 저장 위치에 옮겨진다. 종래의 가압수로형 원자로, 연료는 원자로 용기 덮개 헤드 및 상부 내부를 제거하는 것에 의해 접근된다. 이들 부품은 격납 건물 내에 저장되는 한편 원자로 용기 플랜지 위의 운전 덱으로부터 지지되는, 특수 재장전 크레인은 연료 조립체를 한번에 하나씩 원자로 용기로부터 연료 이송 수로로 이동시킨다. 이송 수로는 발전소의 소모 연료 저장소를 원자로 격납 건물에 연결한다. 연료는 이송 수로를 통해 이동되기 전에 하적된다(측면 상에 놓여진다). 공정은 연료를 다시 원자로 용기에 적재하도록 역행된다. 소형 모듈식 원자로 발전소를 위해 개발된 일체형 원자로를 포함하는 일부 가압수로형 원자로 설계의 물리적 구성은 이러한 재장전에 관한 종래의 접근이 직접적으로 적용되는 것을 방지한다.
도 1 및 도 2는 그러한 소형 모듈식 원자로를 도시한다. 도 1은 압력 용기와 내부 구성요소를 나타내도록 부분적으로 절단된 원자로 격납용기의 사시도를 나타낸다. 도 2는 도 1에 도시된 압력 용기의 확대도이다. 가압기(22)는 원자로 용기 헤드(28)의 상부에 일체화되고 분리된 부품에 대한 필요를 제거한다. 고온 수직도관(16)은 1차 냉각재를 노심(14)으로부터 고온 수직도관(16)을 둘러싸는 증기 발생기(18)로 향하게 한다. 다수의 냉각재 펌프(26)는 상부 내부(24)의 상단부 부근에 높이에서 원자로 용기(10) 주위로 둘레를 따라 이격된다. 원자로 냉각재 펌프(26)는 수평으로 장착된 축선 흐름 밀폐형 모터 펌프이다. 원자로 노심(14) 및 상부 내부(24)는 크기를 제외하고 펜실베니아, 크랜베리 타운쉽의 웨스팅하우스 일렉트릭 컴퍼니 엘엘씨에 의해 제공된, AP1000®원자로에서 대응하는 부품과 실질적으로 동일하다. 앞서 언급한 것으로부터, 원자로를 용기 플랜지(30)의 영역 위로 잘 침수시키고 물 아래에서의 연료 조립체를 격납을 통해 연장하는 이송 수로(32)에 의해 소모 연료 풀로 이송시키는 것에 의한 종래의 재장전 방법을 사용하는 것은 이러한 유형의 격납 및 컴팩트한 설계에 실제적이지 않다.
따라서, 컴팩트하고 일체형인 원자로 설계를 수용할 수 있는 새로운 연료 재장전 방법이 요구된다.
또한, 이송된 부품을 손상시키거나 불필요한 방사선 노출을 일으키지 않고 그러한 컴팩트한 격납 및 일체형 원자로 디자인에 효과적으로 연료를 재장전할 수 있는 방법이 요구된다.
이러한 그리고 다른 목적이 플랜지를 갖는 개방형 상부 단부를 구비한 원자로 용기를 포함하는 핵 원자로를 재장전하는 방법에 의해 달성되고; 그 원자로 용기는 복수의 연료 조립체를 포함하는 노심 및 그 노심 위에 지지되는 상부 내부 구조를 하우징한다. 결합 플랜지를 갖는 원자로 용기 헤드는 원자로 용기의 개방형 상부 단부를 밀폐한다. 재장전 방법은 원자로 용기 헤드를 제거하고 헤드를 원자로 용기 위의 경로 외부의 제 1 저장 위치에 위치시키는 단계를 포함한다. 그런 후에 상부 내부 구조는 원자로 용기 위의 경로 외부의 제 2 저장 위치로 원자로 용기 밖으로 들어 올려진다. 개방형 하부 단부 및 상부 단부를 갖는 원통형 탱크는 원자로 용기 플랜지 상에 설치되고 그런 후에 원통형 탱크의 하부 단부가 원자로 용기 플랜지에 밀봉된다. 원통형 탱크의 측면 상의 관통부는 격납의 내부를 격납의 외부 및 원자로 건물 내부의 소모 연료 풀에 연통시키는 재장전 수로에 연결된다. 원자로 용기 내의 원자로 냉각재의 레벨은 소모 연료 풀 내의 냉각재의 레벨과 실질적으로 같은 레벨로 원통형 탱크를 적어도 부분적으로 채우도록 상승된다. 그런 후에 재장전 수로가 열리고 원통형 탱크 위에 지지된 재장전 기계는 다수의 연료 조립체를 노심으로부터 그리고 관통부 및 재장전 수로를 통해 소모 연료 풀의 저장 위치로 이송시키도록 사용된다.
일 실시예에서, 상부 내부 구조를 들어올리는 단계는 상부 내부 구조 위의, 원통형 탱크 내의 방사선 차폐를 하강시키는 단계를 포함한다. 그런 후에 상부 내부 구조는 방사선 차폐 내에서 상승되고 상부 내부 구조를 갖는 방사선 차폐는 제 2 저장 위치로 들어 올려지고 이동된다. 바람직하게, 상부 내부 구조를 들어올리는 단계는 제 2 저장 위치에서 방사선 차폐로부터 차폐 스탠드로 상부 내부 구조를 들어올리는 단계를 더 포함한다. 바람직하게, 차폐 스탠드는 냉각재의 풀에 위치된다. 또 다른 실시예에서, 공기는 방사선 차폐로 끌어 당겨지고, 방사선 차폐로부터 배출되기 전에 여과되고 그리고 여과된 후에 방사선 차폐로부터 배출된다. 부가적으로, 상부 내부 구조를 들어올리는 단계는 그러한 목적을 위해 원자로 건물 메인 크레인을 사용하는 것을 포함할 수 있다.
또한, 그 방법은 원자로 용기로부터 그리고 바람직하게 원통형 탱크 위로부터 재장전 기계를 지지하는 단계를 포함할 수 있다. 그 방법은 이동될 연료 조립체를 이동시키도록 원자로 플랜지에서 재장전 기계를 인덱싱하는 단계를 포함할 수 있다.
바람직하게, 원자로 냉각재의 레벨을 상승시키는 단계는 기존 원자로 용기 관통부로 달성되고 원통형 탱크는 원자로 용기 플랜지에 밀봉된다.
본 발명은 핵원자로를 재장전하기 위한 방법, 그리고 더 구체적으로, 컴팩트한 격납 용기로 작은 모듈식 원자로를 재장전하는 방법을 제공한다.
이하에 주장되는 본 발명의 또 다른 이해는 첨부된 도면과 관련해서 읽힐 때 바람직한 실시예에 관한 다음의 설명으로부터 얻어질 수 있고 여기서:
도 1은 소형 모듈식 원자로 시스템을 나타내는 부분적으로 절단된 사시도이고;
도 2는 도 1에 도시된 원자로의 확대로이며; 그리고
도 3 - 도 14는 이하에 설명된 방법의 실시예의 단계를 점진적으로 나타내는 원자로 건물의 내부의 개략도이다.
본 실시예의 단계가 도 3 - 도 14에 순차적으로 도시된다. 본 실시예는 원자로 용기(10)에 직접 부착된 임시 설치된 재장전 기계(36)를 사용한다. 기계(36)는 원자로 용기(10)에 고정하고 정렬하도록 원자로 용기 스터드 홀(38) 또는 유사한 특징부를 사용할 수 있다. 기계는 상부와 바닥에서 개방된 차폐된 탱크(40)를 포함하는 것이 바람직하다. 탱크는 용기의 결합 표면을 접촉하는 것에 의해 원자로(10)의 플랜지(30)에 밀봉한다. O-링 또는 유사한 유연한 밀봉재가 누출을 제한하도록 사용될 수 있다. 밀봉재를 구성하도록 가해진 압력은 탱크의 중량에 의해 또는 스터드(42)와 같은 기계적 파스너에 의해 제공된다. 임의의 누출이 발전소 운전 동안 원자로 용기를 밀봉하도록 사용된 O-링 밀봉재 사이에 제공된 기존 원자로 용기 누출 라인에 의해 검출될 수 있다. 탱크(40)는 탱크의 중심 라인에 수직인 관통부(44)를 가진다. 이러한 관통부는 노심(14)에서의 연료 조립체를 원자로 용기(10)로부터 연료 저장 영역, 즉, 발전소의 소모 연료 풀(46)로 이동하는 수단을 제공한다. 이러한 관통부는 연료 이송 수로(48)의 적어도 일부분을 형성한다. 원자로 용기 헤드(28) 상의 덮개 플랜지(52) 및 상부 내부(24)가 노심(14)에서 연료 조립체로의 접근을 제공하도록 원자로 용기(10)로부터 제거된 후에 탱크(40)와 관통부(44)를 갖는 임시 재장전 기계 조립체(36)는 원자로 건물 메인 크레인(50)을 사용하여 원자로 용기(10) 위로 하강된다. 많은 일체형 원자로 설계의 경우에, 증기 발생기(18), 가압기 조립체(22) 및 상부 내부는 연료로의 접근을 얻도록 원자로 용기로부터 제거된다. 탱크 관통부(44)는 소모 연료 풀(46)과 연통하는 격납 용기(12)에서 결합 돌출부(32)에 연결된다. 그런 후에 임시 탱크(40)에서 수위가 화학적인 부피 제어 시스템 관통부와 같은 기존 원자로 관통부를 통해 원자로 용기에 추가적인 물 재고량을 도입하는 것에 의해 상승된다. 임시 탱크(40)에서의 수위가 소모 연료 풀(46)에서의 수위와 실질적으로 같을 때, 이송 수로(48)는 연료가 원자로로부터 소모 연료 풀로 통과되게 하도록 열릴 수 있다. 이송 카트(54)는 이송 수로(48)를 통해 연료를 이동시키도록 사용된다. 카트(54)는 차폐 탱크(40)의 상부 상에 지지되는 임시 재장전 기계(56)로부터 연료 조립체를 받아들이도록 수로를 통해 원자로 용기로 연장된다. 추가적인 발전소에서와 같이, 카트(54)는 이송 수로를 위해 필요시 요구되는 직경을 감소시키도록, 연료 조립체가 하강되는, 즉, 수평 위치로 회전되는 것을 허용하는 회전 바스켓을 가진다. 카트(54)가 원자로 용기(10)로부터 소모 연료 풀 영역(46)으로 통과되면, 바스켓은 다시 뒤집히고 종래의 연료 취급 기계(58)가 카트로부터 연료를 제거한다. 이러한 종래의 연료 취급 기계(58)는 건조 저장소 또는 재처리 시설로 이송될 때까지 연료를 임시 저장랙(60)에 위치시킨다.
따라서, 본 발명은 일체형 가압수로형 원자로 및 소형 모듈식 원자로와 연관된 다수의 설계 도전을 다룬다. 소형 모듈식 원자로의 설계에 사용되는 도 1에 도시된 바와 같은 컴팩트한 고압 격납 용기(12)는 종래의 운전중인 가압수로형 원자로에 일반적인 용기 위의 재장전 풀을 포함할 공간을 갖지 않는다. 오염 문제 및 침수를 고려해 설계될 수 없는 격납 내의 민감한 장비로 인해 재장전 동안 물로 격납 용기를 채우는 것은 가능하지 않다. 대신에, 앞서 언급한 실시예에 따라, 임시 재장전 풀은 원자료 용기 플랜지 결합 표면에 밀봉하는 원자로 용기에 탱크를 고정하는 것에 의해 제공된다. 임시 탱크(40) 내의 물은 차폐를 제공하고 연료 부재의 누출을 밝힐 수 있는 필터이다. 탱크(40) 자체(이송 수로의 구조를 포함)는 벽 소재의 두께로 인해 추가적인 차폐를 제공한다.
격납 용기가 물로 채워질 수 없기 때문에, 상부 내부(24)는 저장소로의 제거 동안 물 아래에 남겨질 수 없다. 차폐되고 확실하게 배출되는 특수하게 고안된 리프팅 링이 원자로 용기(10)로부터 상부 내부(24)를 제거하도록 사용된다. 차폐 벨(64)은 상부 내부 상의 플랜지 위에 맞춰지고 리프팅 링 구조의 일부는 리프팅을 위해 상부 내부 상에 제공되는 특징부가 맞물리도록 차폐 벨에서 홀을 통해 통과한다. 공기로 이동하는 오염을 방지하도록, 팬과 헤파(HEPA) 필터의 조합이 공기를 바닥에서 차폐 벨(64)로 끌어당기고 공기가 방출되기 전에 공기를 그 벨에서 여과한다. 리프팅 벨(62)은 격납(12)의 외부의 원자로 건물에서 차폐 스탠드에 상부 내부를 위치시키도록 사용된다. 그 내부는 물 또는 붕산수에 침수되는 것에 의해 저장 위치에 차폐될 수 있다.
원자로 건물 운전 덱과 노심(14)에서의 연료 조립체 사이의 거리는 종래의 가압수로형 원자로 발전소에서 경험되는 것보다 소형 모듈식 원자로 설계에서 훨씬 더 크다. 그러한 거리에서 운전하기 위한 종래의 재장전 기계에 대한 수정은 크기 제어, 시각적으로 모니터링할 능력 및 지진 고려사항으로 인해 실제적일 수 없다. 이러한 실시예는 임시 재장전 기계(56)를 원자로 노심에 훨씬 더 가깝게 이동시키는 원자로 플랜지에 고정시킨다. 연료는 마스크(70)로 상승되어, 거리를 종래의 재장전 기계의 것과 유사하게 이동시킨다. 원자로 용기는 정밀한 정렬을 허용하도록 연료에 인덱스되는 매우 안정적인 부착 지점을 제공한다.
도 3 내지 도 14는 앞서 설명된 재장전 방법의 다른 단계를 순차적으로 나타내는 원자로 발전소의 개략도이다. 도 3은 정상 운전 동안 컴팩트한 격납(12)을 갖는 소형 모듈식 원자로 발전소를 나타낸다. 외부로 범람된 발전소 건물 격납, 도 3에 영역(74)에 의해 도면으로 나타난 범람된 영역을 재장전하기 위해, 수위는 처음에 낮춰지고 도 4에 도시된 바와 같이 격납(12)을 개방하는 격납 용기(12)의 상부(34)는 제거되고 저장된다. 그런 후에 증기 발생기(18) 및 가압기(22)를 포함하는 원자로 헤드(28)가 메인 건물 크레인을 사용하여 제거되고 도 5에 도시된 바와 같이 원자로 건물의 측면에 저장된다. 차폐된 상부 내부 리프팅 링(62)은 원자로 건물 메인 크레인(50)을 갖는 위치로 하강되고 상부 내부(24)에 고정된다. 도 6에 도시된 바와 같이, 상부 내부(24)는 상부 내부 리프팅 링(62)의 차폐된 벨(64)까지 끌어당겨진다. 상승하는 동안, 팬 및 헤파 필터(66)는 공기로 이동하는 오염이 격납 건물 대기로 방출되는 것을 방지한다. 그런 후에 상부 내부는 도 8에 도시된 바와 같이 상부 내부 저장 스탠드(68)에 위치된다. 그런 후에 임시로 설치된 재장전 기계(36)가 도 9에 도시된 바와 같이 원자로 용기 플랜지(30)에 부착된다. 임시 설치된 재장전 기계(36)의 부분인 차폐된 탱크(40)가 결합 표면에서 원자로 용기 플랜지(30)에 밀봉되고 이송 수로(48)에 부착된다. 그런 후에 탱크(40)에서의 수위가 도 10에 도시된 바와 같이 기존 원자로 관통부를 사용하여 실질적으로 소모 연료 풀(46)의 레벨로 상승된다. 연료가 도 11에 도시된 바와 같은 임시 재장전 기계(36)의 마스크(70)에서 상승됨에 따라 연료 이송 카트(54)는 이송 수로(48)를 통해 이동한다. 연료 이송 카트(54) 상의 바스켓이 회전되고 연료는 도 12에 도시된 바와 같이 바스켓에 위치된다. 그런 후에 바스켓은 수평 위치로 회전되고 연료가 도 13에 도시된 바와 같이 이송 수로(48)에 진입함에 따라 연료는 하강된다. 이송 수로(48)를 통해 통과한 후에, 바스켓은 수직 위치로 다시 회전되고 연료는 소모 연료 취급 기계(58)에 의해 제거되며 도 14에 도시된 바와 같이 임시 저장 랙(60)에 위치된다. 공정은 원자로 용기(10)로부터 연료를 제거하도록 필요에 따라 반복된다. 연료를 소모 연료 풀(46)로부터 원자로 용기(10)로 가져오도록 공정은 역행된다.
노심을 재장전하는 것이 완료될 때 이송 수로(48)는 폐쇄되고 임시 재장전 기계(36) 내의 수위는 원자로 용기(10) 내로 낮춰질 수 있고 임시 재장전 기계(36)는 저장 위치로 메인 건물 크레인에 의해 제거될 수 있다. 그런 후에 차폐된 상부 내부 리프팅 링이 내부를 벨로 상승시키도록 사용될 수 있고 노심으로 낮춰질 수 있다. 내부가 고정된 후에 메인 빌딩 크레인은 용기(10) 상의 원자로 헤드(28)를 교체하도록 사용될 수 있고 그런 후에 격납(34)의 상부는 운전을 위해 원자로 시스템을 준비시키도록 복구될 수 있다.
본 발명의 특정 실시예가 구체적으로 설명되었지만, 이들 세부사항에 대한 다양한 수정 및 대안이 개시의 전체 교시의 관점에서 전개될 수 있다는 것이 해당 기술분야의 당업자에 의해 인지될 것이다. 따라서, 개시된 특정 실시예는 첨부된 청구항 및 임의의 그리고 모든 그것의 균등물의 전체 사상이 주어지는 본 발명의 범위에 대해 설명하도록만 의도되고 한정하지 않는다.

Claims (11)

  1. 플랜지(30)를 갖는 개방형 상부 단부를 구비한 원자로 용기(10)를 포함하는 핵원자로의 연료 재장전 방법으로서,
    상기 원자로 용기는 복수의 연료 조립체를 포함하는 노심(14) 및 상기 노심 위에 지지된 상부 내부 구조(24), 및 상기 원자로 용기의 상기 개방형 상부 단부를 밀봉하기 위한 결합 플랜지(52)를 갖는 헤드(28)를 하우징하고; 상기 방법은:
    상기 원자로 용기 헤드(28)를 제거하는 단계;
    상기 원자로 용기(10) 위의 경로 외부의 제 1 저장 위치에 상기 원자로 용기 헤드(28)를 위치시키는 단계;
    상기 내부 구조(24)를 상기 원자로 용기 위의 상기 경로 외부의 제 2 저장 위치(68)에 놓도록 상기 원자로 용기(10) 밖으로 들어올리는 단계;
    상기 원자로 용기 플랜지 상에 개방형 하부 단부 및 개방형 상부 단부를 갖는 원통형 탱크(40)를 설치하는 단계;
    상기 원통형 탱크(40)의 하부 단부를 상기 원자로 용기(10)에 그리고 상기 원통형 탱크의 측면 상의 관통부(44)를 소모 연료 풀(46)에 연결된 재장전 수로(48)에 밀봉하는 단계;
    상기 소모 연료 풀(46) 내의 냉각재의 수위와 실질적으로 같은 높이로 상기 원통형 탱크(40)를 적어도 부분적으로 채우도록 상기 원자로 용기(10) 내의 원자로 냉각재의 수위를 상승시키는 단계;
    상기 재장전 수로(48)를 개방하는 단계; 및
    상기 소모 연료 풀(46)에서 저장 위치(60)로 상기 관통부(44)와 상기 재장전 수로(48)를 통해 상기 노심(14) 내의 다수의 상기 연료 조립체를 이송하도록 상기 원통형 탱크(40) 위에 적어도 부분적으로 지지되는 재장전 기계(56)를 사용하는 단계를 포함하는 것을 특징으로 하는 방법.
  2. 제 1항에 있어서,
    상기 내부 구조(24)를 들어올리는 단계는:
    상기 상부 내부 구조(24)의 적어도 일부 위로 상기 원통형 탱크 내의 방사선 차폐(64)를 하강시키는 단계;
    상기 방사선 차폐(64) 내의 상기 상부 내부 구조(24)를 상승시키는 단계; 및
    상기 상부 내부 구조(24)를 갖는 상기 방사선 차폐(64)를 상기 제 2 저장 위치(68) 내부로 들어올리는 단계를 포함하는 것을 특징으로 하는 방법.
  3. 제 2항에 있어서,
    상기 제 2 저장 위치(68)에서 상기 방사선 차폐(64)로부터 차폐 스탠드로 상기 상부 내부 구조(24)를 하강시키는 단계를 포함하는 것을 특징으로 하는 방법.
  4. 제 3항에 있어서,
    상기 차폐 스탠드는 냉각재의 풀에 위치되는 것을 특징으로 하는 방법.
  5. 제 2항에 있어서,
    공기를 상기 방사선 차폐(64)로 주입하는 단계;
    상기 방사선 차폐(64)로부터 배출되기 전에 상기 공기를 여과하는 단계; 및
    여과된 후에 상기 방사선 차폐(64)에서 상기 공기를 배출하는 단계를 포함하는 것을 특징으로 하는 방법.
  6. 제 2항에 있어서,
    상기 상부 내부 구조(24)를 들어올리는 단계는 원자로 건물 메인 크레인(50)으로 달성되는 것을 특징으로 하는 방법.
  7. 제 1항에 있어서,
    상기 원자로 용기(10)로부터 상기 재장전 기계(56)를 지지하는 단계를 포함하는 것을 특징으로 하는 방법.
  8. 제 7항에 있어서,
    상기 원통형 탱크(40)의 상부로부터 상기 재장전 기계(56)를 지지하는 단계를 포함하는 것을 특징으로 하는 방법.
  9. 제 7항에 있어서,
    제거될 상기 연료 조립체를 위치시키도록 상기 원자로 플랜지(30)로부터 상기 재장전 기계(50)를 인덱스하는 단계를 포함하는 것을 특징으로 하는 방법.
  10. 제 1항에 있어서,
    상기 원자로 냉각재의 수위를 상승시키는 단계는 설치된 원자로 용기(10) 관통부로 달성되는 것을 특징으로 하는 방법.
  11. 제 1항에 있어서,
    상기 원통형 탱크(40)의 하부 단부를 밀봉하는 단계는 상기 원자로 용기 플랜지(30)에 밀봉되는 것을 특징으로 하는 방법.
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Families Citing this family (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US9666313B2 (en) 2012-04-17 2017-05-30 Bwxt Mpower, Inc. Small modular reactor refueling sequence
US9208906B2 (en) 2012-06-13 2015-12-08 Westinghouse Electric Company Llc Passive system for cooling the core of a nuclear reactor
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
CA2907067C (en) * 2013-03-15 2021-05-04 James Inman Upper vessel transport
CN105719710A (zh) * 2014-12-01 2016-06-29 上海核工程研究设计院 一种小型模块化反应堆的装换料设备
US10497482B2 (en) * 2016-01-22 2019-12-03 Nuscale Power, Llc In-core instrumentation
CN105679386A (zh) * 2016-03-25 2016-06-15 上海核工程研究设计院 一种核电安全壳外换料装置
RO134275B1 (ro) * 2017-06-23 2024-08-30 Candu Energy Inc. Sistem şi metodă pentru alinierea tuburilor unui reactor nuclear şi fitingurilor de capăt, utilizând rotaţia tuburilor
KR102080909B1 (ko) 2018-07-06 2020-02-24 한국수력원자력 주식회사 원자로의 해체 시스템
CN111383786B (zh) * 2018-12-29 2022-08-30 国家电投集团科学技术研究院有限公司 池式反应堆的换料方法

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5075070A (en) * 1989-03-07 1991-12-24 Commissariat A L'energie Atomique Handling pool and safety water reserve for pressurized water-cooled nuclear reactor
JP2000506978A (ja) * 1996-03-15 2000-06-06 シーメンス アクチエンゲゼルシヤフト 原子炉設備の原子炉圧力容器の内部に配置された構成要素を取り除く方法

Family Cites Families (19)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2943035A (en) * 1955-09-27 1960-06-28 Babcock & Wilcox Co Apparatus for refueling a nuclear reactor
US4158599A (en) 1970-07-08 1979-06-19 Westinghouse Electric Corp. Method of refueling reactor
US4096031A (en) 1976-07-22 1978-06-20 Westinghouse Electric Corp. Nuclear reactor refueling system
JPS59176697A (ja) 1983-03-28 1984-10-06 三菱重工業株式会社 原子力船の燃料交換設備
US4647423A (en) 1983-08-26 1987-03-03 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Fuel handling apparatus for a nuclear reactor
JPS61272696A (ja) * 1985-05-29 1986-12-02 動力炉・核燃料開発事業団 原子炉の燃料搬出入設備構造
JPS62185198A (ja) 1986-02-12 1987-08-13 石川島播磨重工業株式会社 舶用原子炉の燃料交換用キヤスク類の搬出入設備における気水密仕切装置
JPS63105899U (ko) 1986-12-27 1988-07-08
US4851185A (en) * 1987-10-14 1989-07-25 Homyk William A Radiation shielding method and apparatus
US4859404A (en) * 1988-06-29 1989-08-22 Westinghouse Electric Corp. Reactor vessel internals storage area arrangement
US5037604A (en) * 1989-06-19 1991-08-06 Westinghouse Electric Corp. Coffer dam for temporary shielding of reactor vessel internals
FR2719697B1 (fr) 1994-05-05 1996-08-02 Framatome Sa Machine de chargement d'assemblages combustibles du cÓoeur d'un réacteur nucléaire ayant des poutres de guidage amovibles.
SE509688C2 (sv) 1996-05-10 1999-02-22 Asea Atom Ab Metod och anordning vid bränslehantering
SE506570C2 (sv) 1996-05-10 1998-01-12 Asea Atom Ab Metod och hanteringsutrustning för hantering av kärnbränsle
JP4088492B2 (ja) * 2002-08-02 2008-05-21 三菱重工業株式会社 炉内構造物の収納方法及びこれに用いる保管容器
CN1323405C (zh) 2004-12-16 2007-06-27 中国核动力研究设计院 直行式核反应堆燃料组件换料装卸工艺流程
US7668281B2 (en) * 2006-01-26 2010-02-23 Westinghouse Electric Co Llc Method and tooling for dismantling, casking and removal of nuclear reactor core structures
CN101154472B (zh) 2006-09-29 2011-11-09 中国核动力研究设计院 一体化低温核供热堆
JP4850214B2 (ja) 2008-06-30 2012-01-11 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 炉内構造物の搬出方法

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5075070A (en) * 1989-03-07 1991-12-24 Commissariat A L'energie Atomique Handling pool and safety water reserve for pressurized water-cooled nuclear reactor
JP2000506978A (ja) * 1996-03-15 2000-06-06 シーメンス アクチエンゲゼルシヤフト 原子炉設備の原子炉圧力容器の内部に配置された構成要素を取り除く方法

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
WEC Technical Report " Westinghouse pressurized water reactor nuclear power plant", WEC (1984.12.31.)* *

Also Published As

Publication number Publication date
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JP6402094B2 (ja) 2018-10-10
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EP2845202A4 (en) 2016-01-13
KR102074015B1 (ko) 2020-02-05
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CN104272399A (zh) 2015-01-07
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