KR20150106450A - 핵 구성요소의 차폐된 재배치를 위한 방법 및 장치 - Google Patents

핵 구성요소의 차폐된 재배치를 위한 방법 및 장치 Download PDF

Info

Publication number
KR20150106450A
KR20150106450A KR1020157021876A KR20157021876A KR20150106450A KR 20150106450 A KR20150106450 A KR 20150106450A KR 1020157021876 A KR1020157021876 A KR 1020157021876A KR 20157021876 A KR20157021876 A KR 20157021876A KR 20150106450 A KR20150106450 A KR 20150106450A
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
mast
power plant
nuclear power
canister
plant component
Prior art date
Application number
KR1020157021876A
Other languages
English (en)
Other versions
KR102208215B1 (ko
Inventor
알렉산더 더블유 하크니스
Original Assignee
웨스팅하우스 일렉트릭 컴퍼니 엘엘씨
Priority date (The priority date 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 date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by 웨스팅하우스 일렉트릭 컴퍼니 엘엘씨 filed Critical 웨스팅하우스 일렉트릭 컴퍼니 엘엘씨
Publication of KR20150106450A publication Critical patent/KR20150106450A/ko
Application granted granted Critical
Publication of KR102208215B1 publication Critical patent/KR102208215B1/ko

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F5/00Transportable or portable shielded containers
    • G21F5/015Transportable or portable shielded containers for storing radioactive sources, e.g. source carriers for irradiation units; Radioisotope containers
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements 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
    • G21C19/02Details of handling arrangements
    • G21C19/10Lifting devices or pulling devices adapted for co-operation with fuel elements or with control elements
    • G21C19/105Lifting devices or pulling devices adapted for co-operation with fuel elements or with control elements with grasping or spreading coupling elements
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements 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
    • G21C19/16Articulated or telescopic chutes or tubes for connection to channels in the reactor core
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements 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
    • G21C19/20Arrangements for introducing objects into the pressure vessel; Arrangements for handling objects within the pressure vessel; Arrangements for removing objects from the pressure vessel
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements 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
    • G21C19/20Arrangements for introducing objects into the pressure vessel; Arrangements for handling objects within the pressure vessel; Arrangements for removing objects from the pressure vessel
    • G21C19/205Interchanging of fuel elements in the core, i.e. fuel shuffling
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00Arrangements 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
    • G21C19/32Apparatus for removing radioactive objects or materials from the reactor discharge area, e.g. to a storage place; Apparatus for handling radioactive objects or materials within a storage place or removing them therefrom
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F5/00Transportable or portable shielded containers
    • G21F5/005Containers for solid radioactive wastes, e.g. for ultimate disposal
    • G21F5/008Containers for fuel elements
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21FPROTECTION AGAINST X-RADIATION, GAMMA RADIATION, CORPUSCULAR RADIATION OR PARTICLE BOMBARDMENT; TREATING RADIOACTIVELY CONTAMINATED MATERIAL; DECONTAMINATION ARRANGEMENTS THEREFOR
    • G21F5/00Transportable or portable shielded containers
    • G21F5/06Details of, or accessories to, the containers
    • G21F5/14Devices for handling containers or shipping-casks, e.g. transporting devices loading and unloading, filling of containers
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Automatic Assembly (AREA)

Abstract

종래의 핵 연료 보급 기계의 마스트 디자인에 차폐된 캐니스터를 포함하는 핵 구성요소 이송 장비. 가동형 마스트는 측방향 위치설정을 위한 브리지에 부착된 고정형 마스트 안에 포개진다. 캐니스터는, 핵 구성요소 이동 동안 차폐를 배치하기 위한 부가적인 동력이 있는 구성요소 없이 가동형 마스트의 이동과 함께 위치설정된 차폐의 추가를 허용한다. 핵 구성요소는 가동형 마스트가 핵 구성요소를 상승시킬 때 차폐된 캐니스터 안으로 정렬된다. 핵 구성요소는 그 후 또한 차폐된 캐니스터에 끼워맞춰진 이송 카트 안에 놓인다. 핵 구성요소를 노출시키지 않고 이송이 수행되어 완전한 차폐 이동을 한다.

Description

핵 구성요소의 차폐된 재배치를 위한 방법 및 장치{METHOD AND APPARATUS FOR THE SHIELDED RELOCATION OF A NUCLEAR COMPONENT}
본 발명은 일반적으로 핵 원자로 시스템에 관한 것으로, 특히 핵 원자로에 연료를 보급하기 위한 방법 및 장치에 관한 것이다.
가압수형 원자로는 직립식 원자로 용기 내에 장착된 많은 수의 기다란 연료 집합체를 갖는다. 가압된 냉각재는 연료 집합체 내에 수용된 핵분열성 물질(fissionable material)에서의 핵 반응에 의해 발생된 열을 흡수하기 위하여 연료 집합체를 통해 순환된다. 압력하의 물(water under pressure)로 냉각되는 이러한 핵 원자로 전력 발생 시스템의 1차 측은, 유효 에너지의 생성을 위한 2차 회로와 열 교환 관계로 분리되어 있는 폐쇄 회로를 포함한다. 1차 측은 노심을 둘러싸는 원자로 용기, 가압기(pressurizer), 가압수(pressurized water)의 순환을 위한 펌프 및 파이프를 포함하고; 파이프는 각각의 증기 발생기 및 펌프를 원자로 용기에 독립적으로 연결한다. 그러한 유형의 통상의 핵 발전소에서, 증기 발생기, 펌프, 및 원자로 용기에 연결되는 파이프의 시스템을 포함하는 1차 측의 각각의 부분은 1차 측의 루프를 형성한다.
도시의 목적을 위해, 도 1은 핵 노심(14)을 둘러싸는 폐쇄 헤드(12)를 갖는 대체로 원통형의 압력 용기(10)를 구비한, 단순화된 통상의 핵 원자로 1차 시스템을 도시한다. 물 또는 붕산수(borated water)와 같은 액상 냉각재는 펌프(16)에 의해 용기(10) 안으로 펌핑되고, 노심(14)을 통과한다. 노심(14)은 열 에너지를 흡수해서 열 교환기(18)(보통 증기 발생기라고 불림)로 방출한다. 열 교환기 내에서 열은 증기 구동식(steam driven) 터빈 발전기와 같은 이용 회로(도시되지 않음)로 전달된다. 그 후, 원자로 냉각재는 펌프(16)로 복귀되어 1차 루프를 완성한다. 보통, 복수의 상술된 루프는 원자로 냉각재 파이프(20)에 의해 단일의 원자로 용기(10)에 연결된다.
예시적인 통상의 원자로 설계구조가 도 2 에서 보다 상세하게 도시된다. 수직의 공동-연장되는 평행한 연료 집합체들(22)로 구성되는 노심(14)에 더하여, 본 설명의 목적을 위해, 그 밖의 다른 용기 내부 구조물이 하측 내부(24)와 상측 내부(26)로 나누어질 수 있다. 종래의 설계구조에서, 하측 내부는 노심 구성요소 및 계측기(instrumentation)를 지지, 정렬, 및 안내하는 기능뿐 아니라 용기 안의 유동을 지향시키는 기능도 한다. 상측 내부는 연료 집합체(22)(도 2에서는 단순화를 위해 2개만 도시됨)를 구속하거나 그에 대한 2차 구속을 제공하고, 제어봉(control rods)(28)과 같은 구성요소 및 계측기를 지지 및 안내한다. 도 2에 도시된 예시적인 원자로에서, 냉각재는 하나 이상의 유입 노즐(30)을 통해 원자로 용기(10)로 진입하고, 원자로 용기와 노심 배럴(32) 사이의 환형부(annulus)를 통해 하향 유동하고, 하측 플레넘(plenum)(34)에서 180° 회전하고, 하측 지지판(37) 및 하측 노심 판(36)(하측 노심 판 상에는 연료 집합체가 안착되어 있음)을 향해 상향으로 이동하며 연료 집합체(22)를 통과해서 그 주위로 지나간다. 몇몇의 설계구조에서, 하측 지지판(37) 및 하측 노심 판(36)은 37과 동일한 높이를 갖는, 단일 구조체인, 하측 노심 지지판으로 대체된다. 노심 및 주변 영역(38)을 통한 냉각재 유동은 보통, 초당 대략 20 피트의 속도에서 분당 400,000 갤런 정도로 크다. 결과적인 압력 강하 및 마찰력은 연료 집합체를 상승하게 하는 경향이 있고, 이러한 이동은 원형의 상측 노심 판(40)을 구비한 상측 내부에 의해 제지된다. 노심(14)을 빠져나가는 냉각재는 상측 노심 판(40)의 하측을 따라 그리고 복수의 천공(perforations)(42)을 통해 상향으로 유동한다. 그 후, 냉각재는 하나 이상의 배출 노즐(44)로 상향으로 그리고 반경방향으로 유동한다.
상측 내부(26)는 용기(10) 또는 용기 헤드로부터 지지될 수 있고, 상측 지지 집합체(46)를 구비한다. 하중은, 주로 복수의 지지 칼럼(48)에 의해, 상측 지지 집합체(46)와 상측 노심 판(40) 사이에서 전달된다. 상측 노심 판(40) 내의 천공(42) 및 선택된 연료 집합체(22) 위로 각각의 지지 칼럼이 정렬된다.
보통 중성자 흡수봉(neutron poison rods)의 스파이더 집합체(52) 및 구동 샤프트(50) 또는 구동봉(50)을 구비하는 직선 이동성 제어봉(28)은 제어봉 안내 관(guide tubes)(54)에 의해 상측 내부(26)를 통해, 그리고 정렬된 연료 집합체(22) 안으로 안내된다. 안내 관(54)은 상측 지지 집합체(46) 및 상측 노심 판(40)의 상부에 고정 연결된다. 지지 칼럼(48) 구조물은, 제어봉 삽입 능력에 악영향을 줄 수 있는 사고 상태 하에서 안내 관 변형을 지연시키는데 도움을 준다.
분열 과정을 제어하기 위해, 다수의 제어봉(28)이 연료 집합체(22) 내의 사전 결정된 위치에 있는 안내 딤블(guide thimbles) 내에서 왕복으로(reciprocally) 이동 가능하다. 명확하게는, 연료 집합체의 상부 노즐 위에 위치설정된 제어봉 메커니즘은 복수의 제어봉을 지지한다. 제어봉 메커니즘(제어봉 집합체(rod cluster control assembly)라고도 알려짐)은, 도 2에 관련하여 앞에서 언급된 스파이더 집합체(52)를 형성하는 복수의 반경방향으로 연장되는 플루크(flukes) 또는 아암을 갖는 내부나사형 원통형 허브 부재를 갖는다. 각각의 아암은, 널리 알려진 방식으로, 제어봉 메커니즘 허브에 연결된 제어봉 구동 샤프트(50)의 원동력 하에서, 제어봉 집합체 메커니즘(72)이 제어봉(28)을 연료 집합체 안의 안내 딤블 안에서 수직으로 이동시키게끔 작동 가능하도록 제어봉(28)과 상호 연결되어, 연료 집합체(22) 내의 분열 과정을 제어한다.
상측 내부(26) 또한, 지지 칼럼(48) 안의 축방향 통로를 관통하여 계측 딤블(instrumentation thimble)(대체로 연료 집합체 내 중심에 위치함) 안으로 아래로 연장되는, 다수의 노심 내 계측기를 갖는다. 노심 내 계측기는 보통 냉각재 노심 출구 온도를 측정하기 위한 열전대(thermocouple)와, 노심 내 중성자 활동의 축방향 및 반경방향 윤곽(profile)을 감시하기 위한 축방향으로 배치된 중성자 검출기를 구비한다.
경수형 원자로(light water reactors)를 이용하는 원자력 발전소는 원자로에 연료를 보급하기 위해 주기적인 운전 정지를 필요로 한다. 새로운 연료 집합체는 발전소로 반송되고, 원자로로부터 사전에 제거되었을 수도 있는 사용후연료 집합체(used fuel assemblies)와 함께 연료 저장 건물 내에 임시로 저장된다. 연료 보급 운전 정지 중, 원자로 내 연료 집합체의 일 부분은 원자로로부터 연료 저장 건물로 제거된다. 연료 집합체의 제 2 부분은 원자로 내의 일 지지 장소로부터 원자로 내의 다른 노심 지지 장소로 이동된다. 새로운 연료 집합체는 제거된 연료 집합체를 대체하기 위하여 연료 저장 건물로부터 원자로 안으로 이동된다. 이 이동은, 각각의 연료 집합체가 원자로 노심 디자이너에 의해 준비된 전반적인 연료 보급 계획에 따른 구체적인 장소에 배치되도록, 상세한 순차적 계획에 따라 행해진다. 통상의 원자로에 있어서, 연료에의 접근에 필요한 원자로 내부 구성요소의 제거 및 원자로와 연료 저장 건물 내 사용후연료 풀(spent fuel pool) 사이에서의 신구 연료의 이동은 발전소 정비 요원을 차폐하기 위해 수중에서 수행된다. 이것은 발전소 건물 구조와 일체형인 운하(canal)와 연료 보급 공동(refueling cavity) 내의 수위를 상승시킴으로써 수행된다. 20 피트 이상의 수위는 원자로 내부 구조체 및 연료 집합체의 이동을 위한 차폐를 제공한다.
연료 보급 활동은 보통 원자력 발전소를 동력 작동(power operation)으로 복귀시키기 위한 임계 경로 상에 있고, 따라서, 이 작동의 속도는 발전소 소유자에게 중요한 경제적 고려사항이다. 더욱이, 발전소 설비 및 연료 집합체는 고가이고, 연료 집합체에의 접근을 위해 제거되어야 하는 원자로 구성요소, 연료 집합체 또는 연료 이송 장비의 부적절한 취급으로 인한 파손 또는 불필요한 방사선 노출을 야기하지 않도록 주의를 기울여야 한다. 원자로 노심의 경제적 작동 및 안전이 적소에 있는 각각의 연료 집합체에 의해 결정되기 때문에, 이 작동의 정밀도 또한 중요하다. 보통의 가압수형 원자로는 18개월 또는 24개월 마다 연료가 보급될 필요가 있다.
일반적으로 도 1 및 2에 도시된 종래의 설계구조를 사용하는 상업용 발전소는 보통 대략 1,100 메가와트 이상이다. 보다 최근에, 웨스팅하우스 일렉트릭 컴퍼니 엘엘씨는 200 메가와트 급에서 소형 모듈식 원자로를 제안했다. 소형 모듈식 원자로는 원자로 용기 내측에 모든 1차 루프 구성요소를 갖는 일체형 가압수형 원자로다. 원자로 용기는 컴팩트한 고압 격납물(containment)에 의해 둘러싸인다. 격납물 안의 제한된 공간 및 일체형 가압경수형 원자로에 대한 저비용 요구사항의 양자로 인해, 연료 보급과 관련된 것을 포함하여 보조 시스템의 전체 수가 안전 또는 기능과 절충하지 않고 최소화될 필요가 있다. 예를 들어, 몇몇의 소형 모듈식 원자로의 설계구조와 관련된 콤팩트한 고압 격납물은, 이송된 구성요소를 차폐할 수 있는 원자로 용기 위의 대형의 범람가능 공동의 내부설치를 허용하지 않는다. 종래의 설계구조에서조차, 시간 및 작동 비용을 절감하기 위해 연료 보급에 필요한 범람의 양을 감소시키는 것이 바람직할 것이다.
따라서, 본 발명의 목적은, 격납물의 범람을 필요로 하지 않는 연료 집합체의 이동을 차폐하기 위한 방법 및 장치를 제공하는 것이다.
연료 이동 동안 차폐를 배치(deploy)하기 위한 동력이 있는 구성요소의 추가를 필요로 하지 않는 이러한 방법 및 장치를 제공하는 것은 본 발명의 또 다른 목적이다.
현재 필요한 것을 초과하여 추가의 저장 공간을 사실상 필요로 하지 않는 이러한 방법 및 장치를 제공하는 것이 본 발명의 추가적 목적이다.
상기 목적 및 다른 목적은, 원자력 발전소 구성요소를 제 1 위치로부터 다른 위치로 이동시키기 위한 기계에 의해 달성되며, 기계는 제거될 상기 원자력 발전소 구성요소 위에 기계를 위치설정하기 위한 브리지 조립체를 갖는다. 고정형 마스트는 제 1 단부에서 브리지 조립체로부터 지지되고 원자력 발전소 구성요소의 방향으로 브리지 조립체로부터 아래로 연장된다. 가동형 마스트는 고정형 마스트 안에 신축적으로 포개지고, 운전원(operator)의 제어 하에 고정형 마스트로부터 연장되고 고정형 마스트 안에 수축하도록 구성된다. 마스트 차폐 캐니스터는 그것을 관통하여 가동형 마스트가 연장될 수 있는 축방향 연장 중앙 개구를 갖는다. 마스트 차폐 캐니스터는 상측 단부 부분과 하측 단부 부분을 갖고, 마스트 차폐 캐니스터의 상측 단부 부분 및/또는 가동형 마스트의 하측 단부 상의 제 1 정지부(stop)는 가동형 마스트의 하측 단부가 마스트 차폐 캐니스터의 상측 단부 부분 밖으로 인출되는 것을 방지한다. 고정형 마스트 또는 마스트 차폐 캐니스터 중 한쪽 또는 양쪽 상의 제 2 정지부는 마스트 차폐 캐니스터가 고정형 마스트로부터 사전 선택된 거리 이상으로 이동하는 것을 방지한다; 마스트 차폐 캐니스터는 적어도 상기 원자력 발전소 구성요소의 실질적인 전체 길이에 걸쳐서 끼워지도록 크기 설정된다. 그리퍼 조립체는 가동형 마스트의 하측 단부에서 지지되고, 마스트 차폐 캐니스터의 하측 단부 부분을 통해 원자력 발전소 구성요소를 파지(grip)하도록 구성된다. 바람직하게는, 사전 선택된 거리는 마스트 차폐 캐니스터를 원자력 발전소 구성요소의 상부 위에 위치시킬 수 있도록 실질적으로 충분히 길다.
일 실시예에서 제 1 정지부는, 마스트 차폐 캐니스터의 상측 단부 부분 상에서 중앙 개구의 내측 벽 둘레로 원주방향으로 지지되는 제 1 세트의 롤러를 포함하며, 제 1 세트의 롤러는 제 1 세트의 롤러 아래에서 가동형 마스트의 하측 단부 상에 있는 제 2 세트의 롤러와 적어도 부분적으로는 축방향 및 원주방향으로 정렬된다. 바람직하게는 제 2 정지부는, 막대 또는 케이블의 제 1 단부에서는 상기 마스트 차폐 캐니스터의 상측 단부 부분에 부착되고 막대 또는 케이블의 제 2 단부 부분에서는 고정형 마스트에 부착된 아일렛 또는 튜브 내 개구를 통해 고정형 마스트에 슬라이드 가능하게 결합된, 막대 또는 케이블이며, 막대 또는 케이블의 제 2 단부 부분의 제 2 단부는 아일렛 또는 튜브 내 개구보다 크다. 소망하게는, 마스트 차폐 캐니스터는, 가동형 마스트에 대한 마스트 차폐 캐니스터의 하향 이동이 오로지 중력 하에서 추진되고 고정형 마스트에 대한 마스트 차폐 캐니스터의 상향 이동이 오직 가동형 마스트의 힘에 의해 이루어지도록 구성된다.
기계는 또한 원자력 발전소 구성요소를 제 1 장소에서 제 2 장소로 이동시키는 가동형 플랫폼을 갖는 이송 카트(transfer cart)를 구비할 수도 있다. 이송 카트는 중앙 개구로의 접근을 제공하는 개방 단부를 제외하고 차폐 벽 시스템에 의해 실질적으로 완전히 둘러싸인 중앙 개구를 갖는 이송 카트 차폐 캐니스터를 갖고, 중앙 개구는 원자력 발전소 구성요소를 실질적으로 둘러싸도록 크기 설정된다. 이송 카트는 또한, 이송 카트 차폐 캐니스터를 이송 카트 차폐 캐니스터 내 원자력 발전소 구성요소가 한쪽에 있는(on a side) 대체로 수평의 위치로부터, 개방 단부가 그리퍼 조립체를 향하도록 실질적으로 상향으로 향하는 대체로 수직의 위치로 그리고 다시 수평 위치로 회전시키기 위한, 가동형 플랫폼과 이송 카트 차폐 캐니스터 사이에 있는 회전형 커플링을 구비한다.
또 다른 실시예에서, 이송 카트 차폐 캐니스터 내 중앙 개구는 마스트 차폐 캐니스터를 통한 중앙 개구와 실질적으로 정합하고, 그리퍼 조립체는 원자력 발전소 구성요소를 이송 카트 차폐 캐니스터 내에 놓기 위해 마스트 차폐 캐니스터의 하측 단부 부분을 통해 이송 카트 차폐 캐니스터의 중앙 개구 안으로 연장되도록 구성된다.
본 발명은 또한 상술된 기계로 원자력 발전소 구성요소를 재배치하는 방법에 대해 고려하며, 방법은 원자력 발전소 구성요소와 정렬된 그리퍼 조립체로 재배치될 원자력 발전소 구성요소 위에 기계를 위치설정하기 위해 브리지 조립체를 이동시키는 단계를 포함한다. 그 후, 가동형 마스트는 그리퍼 아래에 현가된다. 마스트 차폐 캐니스터와 함께 하향으로 이동된다. 방법은 그 후, 원자력 발전소 구성요소는 가동형 마스트가 관통하여 연장될 수 있는 중앙 개구와 일치하고, 마스트 차폐 캐니스터의 하측 단부 부분을 원자력 발전소 구성요소 위로 지지시킨다. 가동형 마스트는 그 후 중앙 개구를 관통하여 하강되고, 그리퍼 조립체는 원자력 발전소 구성요소의 상부면 상에 결합한다. 방법은 그 후 가동형 마스트 및 원자력 발전소 구성요소를 중앙 개구 내에 상향으로 회수되도록 가동형 마스트를 들어올리고, 원자력 발전소 구성요소를 새로운 장소에 위치설정하도록 브리지 조립체를 이동시킨다. 방법은 또한 가동형 마스트를 새로운 장소에 하강시키는 단계와; 그리퍼 조립체를 원자력 발전소 구성요소로부터 분리하는 단계와; 가동형 마스트를 들어올리는 단계를 포함할 수도 있다.
또 다른 실시예에서, 새로운 장소는 원자력 발전소 구성요소를 이송시키기 위한 가동형 플랫폼(가동형 플랫폼은 중앙 개구로의 접근을 제공하는 개방 단부를 제외하고 차폐 벽 시스템(96)에 의해 실질적으로 완전히 둘러싸인 중앙 개구를 갖는 이송 카트 차폐 캐니스터를 갖고, 중앙 개구는 상기 원자력 발전소 구성요소를 실질적으로 둘러싸도록 크기 설정됨)과 (이송 카트 차폐 캐니스터를 이송 카트 차폐 캐니스터 내 원자력 발전소 구성요소가 한쪽에 있는 대체로 수평의 위치로부터, 개방 단부가 그리퍼 조립체를 향하도록 실질적으로 상향으로 향하는 대체로 수직의 위치로 그리고 다시 수평 위치로 회전시키기 위해) 가동형 플랫폼과 이송 카트 차폐 캐니스터 사이의 회전형 커플링을 포함하는 이송 카트이다. 이 실시예에서, 방법은 이송 카트 차폐 캐니스터가 수직 위치에 있도록 회전형 커플링을 회전시키는 단계를 포함한다. 그 후 방법은 가동형 마스트를 하강시켜서 마스트 차폐 캐니스터의 하측 단부가 실질적으로 차폐 벽 시스템 상 상부면에 있게 한다. 그 후 방법은 차폐 벽 시스템 내 개구 내 원자력 발전소 구성요소를 하강시키도록 마스트 차폐 캐니스터 내 중앙 개구를 통해 가동형 마스트를 하강시킨다. 그리퍼 조립체는 그 후 원자력 발전소 구성요소로부터 분리되고 가동형 마스트는 상승된다. 바람직하게는, 이송 카트 차폐 캐니스터가 그 후 수평 위치로 회전되고 새로운 목적지로 이송된다. 소망하게는, 이 실시예에서, 그리퍼 조립체를 분리시킨 후 가동형 마스트를 상승시키는 단계가 마스트 차폐 캐니스터를 들어올려서 마스트 차폐 캐니스터의 상측 단부가 고정형 마스트의 하측 단부에 걸리게 하는 단계를 포함한다.
상술된 장치 및 방법은 원자로와 사용후연료 풀 사이에 있는 원자로 연료 집합체를 이동시키는데 특히 적합하다.
본 발명의 추가적인 이해는 첨부된 도면과 관련하여 읽을 때 바람직한 실시예의 하기의 설명으로부터 얻어질 수 있다:
도 1은 이후에 설명되는 실시예가 적용될 수 있는, 종래의 핵 원자로 시스템의 단순화된 개략도이고;
도 2는 이후에 설명되는 실시예가 적용될 수 있는, 핵 원자로 용기 및 내부 구성요소의 부분 단면 정면도이고,
도 3은 연료 집합체 위에 위치설정된 본 발명의 일 실시예의 연료 보급 기계의 단면도;
도 4는 차폐하는 정지부가 결합할 때까지 가동형 마스트가 하강된, 도 3에 도시된 연료 보급 기계의 단면도;
도 5는 가동형 마스트가 연료 집합체까지 하강되고 그리퍼가 결합된, 도 3 및 4에 도시된 연료 보급 기계의 단면도;
도 6은 연료 집합체가 차폐부 안에 있을 때까지 가동형 마스트와 연료 집합체가 상승된, 도 3, 4, 및 5에 도시된 연료 보급 기계의 단면도;
도 7은 차폐부가 고정형 마스트와 결합할 때까지 가동형 마스트와 연료 집합체가 상승된, 도 3, 4, 5, 및 6에 도시된 연료 보급 기계의 단면도;
도 8은 이송 카트의 차폐된 캐니스터 위에 위치설정된 가동형 마스트를 도시하는 도 3, 4, 5, 6, 및 7에 도시된 연료 보급 기계의 단면도이고;
도 9는 이송 카트 상 차폐된 캐니스터 안으로 하강된 연료 집합체를 도시하는 도 3, 4, 5, 6, 7, 및 8에 도시된 연료 보급 기계의 단면도이고;
도 10은 그리퍼가 해제되고 가동형 마스트가 상승된, 도 9에 도시된 연료 이송 기계의 단면도;
도 11은 이송 카트 차폐 캐니스터가 이송 튜브를 통한 이송을 위해 수평 위치로 회전된, 도 10에 도시된 연료 보급 기계 및 이송 카트의 단면도이다.
본 발명은 연료 보급 기계의 마스트(mast) 안으로의 감마선 차폐를 포함하기 위한 현실적인 수단을 제공한다. 차폐된 캐니스터(canister)는 마스트 설계구조에 통합된다. 차폐된 캐니스터는 가압수형 원자력 발전소에서 이미 사용되고 있는 설계 구조에서와 유사하게 마스트와 함께 상승되고 하강된다. 가동형 마스트는 고정형 마스트 안에 포개진다(telescope). 고정형 마스트는 연료 보급 기계의 종래의 브리지(bridge)에 부착된다. 본 발명은 가동형 마스트의 이동과 함께 위치설정되는 차폐의 추가를 허용한다. 연료 이동 동안 차폐를 배치(deploy)하기 위한 동력식 구성요소의 추가를 필요로 하지 않는다. 가동형 마스트가 원자로 노심으로부터 연료 집합체를 들어올림에 따라 연료는 차폐된 캐니스터 안으로 정렬된다(drawn up). 그 후 연료 집합체는 차폐된 캐니스터와 또한 끼워맞춰진 이송 카트(transfer cart) 안에 놓인다. 이송은 연료 집합체를 노출하지 않고 이뤄진다. 그 결과는 완전히 차폐된 연료 이동이다. 마스트와 연료 이송 카트에 사용되는 차폐된 재료는, 예를 들어 콘트리트 등과 같은, 보통 감마선을 차폐하기 위해 사용되는 임의의 높은 밀도의 재료일 수 있다.
도 3은 이동될 연료 집합체(22) 위에 연료 이송 기계를 위치설정 하기 위한 브리지 조립체(58)를 갖는 연료 이송 기계(56)의 일 실시예의 개략 단면도를 도시한다. 고정형 마스트(60)는 제 1 단부에서 브리지 조립체(58)로부터 지지되고 연료 집합체(22)의 방향으로 브리지 조립체로부터 아래로 연장된다. 가동형 마스트(62)는 고정형 마스트(60) 안에 신축적으로 포개지고, 운전원(operator)의 제어 하에 고정형 마스트로부터 연장되고 고정형 마스트 안에서 수축하도록 구성된다. 그 정도로, 도 3에 도시된 연료 보급 기계는 실질적으로 통상적인 것으로서, 브리지 조립체는 원자력 발전소의 조작 데크(operating deck) 상의 트랙 상에서 안내되는 휠(wheel)상에서 주행한다. 이 실시예에 따르면, 마스트 차폐 캐니스터(64)는 가동형 마스트가 관통 연장될 수 있는 축방향 연장 중앙 개구(102)를 갖고, 마스트 차폐 캐니스터의 하향 이동(travel) 동안 가동형 마스트(62)의 하측 단부로부터 현가된다. 마스트 차폐 캐니스터(64)는 상측 단부 부분를 갖고, 마스트 차폐 캐니스터(64)의 상측 단부 부분 및/또는 가동형 마스트(62)의 하측 단부 상의 제 1 정지부(stop)(68)는 가동형 마스트의 하측 단부가 마스트 차폐 캐니스터(64)의 상측 단부 부분(104) 밖으로 인출되는 것을 방지하고, 고정형 마스트(60) 또는 마스트 차폐 캐니스터(64) 중 한쪽 또는 양쪽 상의 제 2 정지부(70)는 마스트 차폐 캐니스터가 고정형 마스트로부터 사전 선택된 거리 이상으로 이동하는 것을 방지한다. 마스트 차폐 캐니스터(64)는 적어도 원자로 구성요소의 실질적인 전체 길이에 걸쳐서 끼워지도록 크기 설정된다. 그리퍼 조립체(82)는 가동형 마스트(62)의 하측 단부에서 지지되고, 마스트 차폐 캐니스터(64)의 하측 단부 부분(104)을 통해 원자력 발전소 구성요소(이 예시에서는 연료 집합체)를 파지하도록 구성된다. 도 3 내지 11에 나타난 실시예에서 도시된 제 1 정지부(68)는, 마스트 차폐 캐니스터(64)의 상측 단부 부분(104) 상에서 중앙 개구(102)의 내측 벽 둘레로 원주방향으로 지지되는 제 1 세트의 롤러(78)를 포함하고, 제 1 세트의 롤러는 제 1 세트의 롤러(78) 아래에서 가동형 마스트(62)의 하측 단부 상에 있는 제 2 세트의 롤러(80)와 적어도 부분적으로는 축방향 및 원주방향으로 정렬된다. 롤러 가이드는 가동형 마스트(62)를 상하로 이동할 수 있게 하면서도 축방향 정렬을 보장한다. 롤러는 회전 안전성을 보장하기 위해 축방향 홈 내에서 주행할 수 있다. 롤러(78 및 80)들 사이의 간섭(interference)은 마스트 차폐 캐니스터가 가동형 마스트(62)의 단부로부터 이탈하는 것을 방지한다. 그러나, 롤러가 그들의 소켓 안으로 철수할 수 있도록 기계적 해제부가 제공될 수 있다. 기계적 해제부는 마스트 차폐 캐니스터(64)를 가동형 마스트(62)로부터 해제하여, 마스트 차폐 캐니스터가, 원자로 용기로부터 제거될 필요가 있는 다른 노심 구성요소를 수용할 다른 내부 치수를 갖는 대응하는 마스트 차폐 캐니스터와 교환될 수 있게 한다. 따라서, 도 3 내지 11에 도시된 원자력 구성요소 이동 장치가 연료 집합체를 이송시키는 구성으로 도시되었음에도 불구하고, 본 발명이 다른 핵 구성요소도 이송하는 응용성을 가짐이 이해되어야 한다. 추가적으로, 도면에서 도시된 마스트 차폐 캐니스터(64)는 또한 마스트 차폐 캐니스터가 중앙 개구(102)로부터 완전히 인출되는 것을 방지하도록 가동형 마스트(62)의 단부에서 그리퍼(82)에 대한 기계적 정지부로서의 역할도 수행할 수 있는 상측 플랜지(110)를 갖는 것으로 도시된다. 다른 기계적 정지부 또한 이 목적을 위해 구성될 수 있다. 가동형 마스트(62)가 고정형 마스트(60)로부터 완전히 인출되는 것을 방지하기 위해 유사한 정지부 배열이 고정형 마스트(60)와 가동형 마스트(62) 사이에 제공된다. 제 2 기계적 정지부(70)는 마스트 차폐 캐니스터(64)의 상측 부분(104)과 고정형 마스트(60)의 하측 부분 사이에 구성된다. 제 2 기계적 정지부는 고정형 마스트(60)의 하측 단부의 외측에 부착되는 아일렛 또는 슬리브(88)를 통해 나사 결합된(threaded) 막대 또는 케이블(84)이다. 케이블 또는 막대(84)는 막대 또는 케이블의 제 1 단부에서 마스트 차폐 캐니스터(64)의 상측 단부 부분(104)에 부착되고 막대 또는 케이블(84)의 제 2 단부 부분에서 아일렛 또는 튜브(88) 내 개구를 통해 고정형 마스트(60)에 슬라이드 가능하게 결합된다. 막대 또는 케이블의 단부 부분(86)은 아일렛 또는 튜브(88) 내 개구보다 커서, 마스트 차폐 캐니스터(64)가 사전 선택된 거리(본 실시예에 있어서는 케이블(84)의 길이와 실질적으로 동일함)로 하강될 수 있다.
도 4에서 보여질 수 있는 바와 같이, 가동형 마스트(62)가 하강됨에 따라 마스트 차폐 캐니스터(64)는 정지부(70)의 한계에 도달할 때까지 정지부(68)에 대하여 중력 하에서 하강된다. 바람직하게는, 케이블(84)의 길이는 도 4에 도시된 바와 같이 마스트 차폐 캐니스터(64)의 하측 단부에서의 중앙 개구(102)를 연료 집합체(22) 바로 위에 위치시킬 수 있도록 충분히 길다. 그 후 가동형 마스트(62)는 도 5에 도시된 바와 같이 그리퍼 조립체가 연료 집합체(22)와 결합할 수 있을 때까지 하향 이동을 계속한다. 바람직하게는, 도 6에 도시된 바와 같이, 연료 집합체가 결합된 후 가동형 마스트(62)가 상승될 때 연료 집합체가 마스트 차폐 캐니스터(64) 안에 완전히 회수될 수 있도록 완전히 회수된(withdrawn) 그리퍼 조립체 아래의 중앙 개구(102)의 길이는 연료 집합체(22)의 높이와 적어도 실질적으로 동일하다. 그 후 가동형 마스트(62)의 하측 단부는 제 1 정지부(68)와 결합하고, 도 7에 도시된 바와 같이 고정형 마스트(60)의 하측 단부와 결합하도록 마스트 차폐 캐니스터(64)를 들어올린다. 따라서, 연료 집합체(22)는 원자로 노심으로부터 또는, 경우에 따라, 마스트 차폐 캐니스터(64) 안에서 완전히 차폐된 사용후연료 풀(spent fuel pool)로부터 제거될 수 있고, 브리지 조립체는 그 후 원자로와 사용후연료 풀 사이에서 연료 집합체를 이동시킬 수 있는 연료 이송 카트로 이동될 수 있다.
도 8 내지 11은 원자로와 사용후연료 풀 사이에서의 이송을 위해 연료 집합체가 이송 카트(90) 안에 탑재되는 역작동(reverse operation)을 도시한다. 브리지 조립체(58)는 중앙 개구(100)로의 접근을 제공하는 개방 단부(98)를 제외하고 차폐 벽 시스템(96)에 의해 실질적으로 완전히 둘러싸인 중앙 개구(100)를 갖는 이송 카트 차폐 캐니스터(92) 위에 마스트 차폐 캐니스터(64)를 위치설정한다. 중앙 개구는 핵 연료 집합체(22)를 실질적으로 둘러싸도록 크기 설정되고, 이송 카트는 회전형 커플링(94)을 통해 가동형 플랫폼(93)에 연결된다. 회전형 커플링은 이송 카트 차폐 캐니스터(92)를, 이송 카트 차폐 캐니스터 내 핵 연료 집합체가 한쪽에 있는 대체로 수평의 위치로부터, 도 8에서 도시된 것과 같이, 개방 단부(98)가 그리퍼 조립체(82)를 향하도록 실질적으로 상향으로 향하는 대체로 수직의 위치로 회전시킨다. 바람직하게는, 이송 카트 차폐 캐니스터(92) 내 중앙 개구(100)는 마스트 차폐 캐니스터(64)를 관통하는 중앙 개구(102)와 실질적으로 정합하고, 도 9에 도시된 바와 같이 핵 연료 집합체(22)가 이송 카트 차폐 캐니스터(92) 안에 자리하도록 그리퍼 조립체(82)는 마스트 차폐 캐니스터의 하측 단부 부분을 관통하여 이송 카트 차폐 캐니스터(92)의 중앙 개구(100) 안으로 연장되도록 구성된다. 그 후 가동형 마스트(62)는, 바람직하게는 마스트 차폐 캐니스터(64)의 상부가 고정형 마스트(60)의 바닥에 지지되도록, 도 10에 도시된 바와 같이 상승된다. 그 후 이송 카트 차폐 캐니스터(92)는 도 11에 도시된 바와 같이 이송을 위해 수평 위치로 회전된다.
본 발명의 특정 실시예가 구체적으로 설명되었지만, 이들 세부사항에 대한 다양한 수정 및 대안이 전체의 개시내용에 비추어 전개될 수 있다는 것이 해당 기술분야의 당업자에 의해 이해될 것이다. 따라서, 개시된 특정 실시예는 설명하기 위한 것으로 의도되고 첨부된 특허청구범위 및 임의의 그리고 모든 균등물의 전체 사상이 주어지는 본 발명의 범위에 대해 한정하지 않는다.

Claims (13)

  1. 원자력 발전소 구성요소(22)를 제 1 위치로부터 다른 위치로 이동시키기 위한 기계(56)에 있어서,
    상기 기계(56)를 제거될 상기 원자력 발전소 구성요소(22) 위에 위치설정하기 위한 브리지 조립체(58)와;
    제 1 단부에서 상기 브리지 조립체(58)로부터 지지되고 상기 브리지 조립체로부터 상기 원자력 발전소 구성요소(22)의 방향으로 하향 연장되는 고정형 마스트(60)와;
    상기 고정형 마스트(60) 안에 신축적으로 포개지고, 운전원(operator)의 제어 하에 상기 고정형 마스트로부터 연장되고 상기 고정형 마스트 내에 수축되도록 구성되는 가동형 마스트(62)와;
    상기 가동형 마스트(62)가 관통하여 연장될 수 있는 축방향 연장 중앙 개구(102)를 갖는 마스트 차폐 캐니스터(64)로서, 상기 마스트 차폐 캐니스터(64)는 상측 단부 부분(104)과 하측 단부 부분(106)을 갖고, 상기 마스트 차폐 캐니스터의 상측 단부 부분 및/또는 상기 가동형 마스트의 하측 단부 상의 제 1 정지부(68)는 상기 가동형 마스트의 하측 단부가 상기 마스트 차폐 캐니스터의 상측 단부 부분 밖으로 인출되는 것을 방지하고, 상기 고정형 마스트(60) 또는 상기 마스트 차폐 캐니스터(64) 중 한쪽 또는 양쪽 상의 제 2 정지부(70)는 상기 마스트 차폐 캐니스터가 상기 고정형 마스트로부터 사전 선택된 거리 이상으로 이동하는 것을 방지하고, 상기 마스트 차폐 캐니스터(64)가 적어도 상기 원자력 발전소 구성요소(22)의 실질적인 전체 길이에 걸쳐서 끼워지도록 크기 설정된, 상기 마스트 차폐 캐니스터(64)와;
    상기 가동형 마스트(62)의 하측 단부에서 지지되고, 상기 마스트 차폐 캐니스터(64)의 하측 단부 부분(104)을 통해 원자력 발전소 구성요소(22)를 파지(grip)하도록 구성된 그리퍼 조립체(82)를 포함하는
    원자력 발전소 구성요소 이동용 기계.
  2. 제 1 항에 있어서,
    상기 사전 선택된 거리는 상기 마스트 차폐 캐니스터(64)를 상기 원자력 발전소 구성요소(22)의 상부 위에 위치시킬 수 있도록 실질적으로 충분히 긴
    원자력 발전소 구성요소 이동용 기계.
  3. 제 1 항에 있어서,
    상기 제 1 정지부는 상기 마스트 차폐 캐니스터(64)의 상측 단부 부분(104) 상에서 상기 중앙 개구(102)의 내측 벽 둘레로 원주방향으로 지지되는 제 1 세트의 롤러(78)를 포함하고, 상기 제 1 세트의 롤러는 상기 제 1 세트의 롤러 아래에서 상기 가동형 마스트(62)의 하측 단부 상에 있는 제 2 세트의 롤러(80)와 적어도 부분적으로는 축방향 및 원주방향으로 정렬되는
    원자력 발전소 구성요소 이동용 기계.
  4. 제 1 항에 있어서,
    상기 제 2 정지부(70)가, 막대 또는 케이블의 제 1 단부에서는 상기 마스트 차폐 캐니스터(64)의 상측 단부 부분에 부착되고 막대 또는 케이블(86)의 제 2 단부 부분에서는 상기 고정형 마스트에 부착된 아일렛 또는 튜브(88) 내의 개구를 통해 상기 고정형 마스트(60)에 슬라이드 가능하게 결합된, 막대 또는 케이블(84)이며, 상기 막대 또는 케이블의 제 2 단부 부분의 제 2 단부가 상기 아일렛 또는 튜브 내 개구보다 큰
    원자력 발전소 구성요소 이동용 기계.
  5. 제 1 항에 있어서,
    상기 마스트 차폐 캐니스터(64)는, 상기 가동형 마스트(62)에 대한 상기 마스트 차폐 캐니스터의 하향 이동이 오로지 중력 하에서 추진되고 상기 고정형 마스트(60)에 대한 상기 마스트 차폐 캐니스터의 상향 이동은 오직 상기 가동형 마스트의 힘에 의해 이루어지는
    원자력 발전소 구성요소 이동용 기계.
  6. 제 1 항에 있어서,
    상기 원자력 발전소 구성요소 이동용 기계는 이송 카트(90)를 구비하고,
    상기 이송 카트(90)는
    상기 원자력 발전소 구성요소(22)를 제 1 장소에서 제 2 장소로 이동시키는 가동형 플랫폼(93)과;
    상기 중앙 개구로의 접근을 제공하는 개방 단부를 제외하고 차폐 벽 시스템(96)에 의해 실질적으로 완전히 둘러싸인 중앙 개구(100)를 갖는 이송 카트 차폐 캐니스터(92)로서, 상기 중앙 개구는 상기 원자력 발전소 구성요소(22)를 실질적으로 둘러싸도록 크기 설정된, 상기 이송 카트 차폐 캐니스터(92)와;
    상기 가동형 플랫폼(93)과 상기 이송 카트 차폐 캐니스터(92) 사이에 있는 회전형 커플링(94)으로서, 상기 이송 카트 차폐 캐니스터를, 상기 이송 카트 차폐 캐니스터 내 원자력 발전소 구성요소(22)가 한쪽에 있는(on a side) 대체로 수평의 위치로부터, 개방 단부가 상기 그리퍼 조립체(82)를 향하도록 실질적으로 상향으로 향하는 대체로 수직의 위치로 그리고 다시 상기 수평 위치로 회전시키기 위한, 상기 회전형 커플링(94)을 포함하는
    원자력 발전소 구성요소 이동용 기계.
  7. 제 6 항에 있어서,
    상기 이송 카트 차폐 캐니스터(92) 내 중앙 개구(100)가 상기 마스트 차폐 캐니스터(64)를 통한 상기 중앙 개구(102)와 실질적으로 정합하고,
    상기 원자력 발전소 구성요소(22)를 상기 이송 카트 차폐 캐니스터 내에 놓기 위해 상기 그리퍼 조립체(82)가 상기 마스트 차폐 캐니스터의 하측 단부 부분(106)을 통해 상기 이송 카트 차폐 캐니스터의 중앙 개구(100) 안으로 연장되도록 구성되는
    원자력 발전소 구성요소 이동용 기계.
  8. 제 1 항에 있어서,
    상기 원자력 구성요소(22)가 핵 연료 집합체인
    원자력 발전소 구성요소 이동용 기계.
  9. 제 1 항에 있어서,
    상기 마스트 차폐 캐니스터(64)가 상기 가동형 마스트(62)로부터 탈착 가능하도록 구성되어, 대응하는 치수를 갖는 제 2 원자력 구성요소(22)를 수용하도록 크기 설정된 상이한 치수의 제 2 마스트 차폐 캐니스터로 교체되는
    원자력 발전소 구성요소 이동용 기계.
  10. 제 1 항의 기계(56)로 원자력 발전소 구성요소(22)를 재배치하는 방법에 있어서,
    상기 기계(56)가 재배치될 원자력 발전소 구성요소(22) 위에 위치설정되고 그리퍼 조립체(82)가 상기 원자력 발전소 구성요소와 정렬되도록 브리지 조립체(58)를 이동시키는 단계와;
    마스트 차폐 캐니스터(64)를 상기 그리퍼(82) 아래에 현가시킨 상태로 상기 가동형 마스트(62)를 하향으로 이동시키는 단계와;
    상기 원자력 발전소 구성요소가 상기 가동형 마스트(62)가 관통하여 연장될 수 있는 상기 중앙 개구(102)와 일치화된 상태에서, 상기 마스트 차폐 캐니스터(64)의 하측 단부 부분(106)을 상기 원자력 발전소 구성요소(22) 위에 지지시키는 단계와;
    상기 가동형 마스트(62)를 상기 중앙 개구(102)를 관통하여 하강시키는 단계와;
    상기 그리퍼 조립체(82)를 상기 원자력 발전소 구성요소(22)의 상부면 상에 결합시키는 단계와;
    상기 가동형 마스트 및 원자력 발전소 구성요소(22)를 상향으로 상기 중앙 개구(102) 내에 회수되도록 상기 가동형 마스트(62)를 들어올리는 단계와;
    상기 원자력 발전소 구성요소(22)를 새로운 장소에 위치설정하도록 상기 브리지 조립체(58)를 이동시키는 단계를 포함하는
    원자력 발전소 구성요소 재배치 방법.
  11. 제 10 항에 있어서,
    상기 가동형 마스트(62)를 상기 새로운 장소에 하강시키는 단계와;
    상기 그리퍼 조립체(82)를 상기 원자력 발전소 구성요소(22)로부터 분리하는 단계와;
    상기 가동형 마스트(62)를 들어올리는 단계를 포함하는
    원자력 발전소 구성요소 재배치 방법.
  12. 제 10 항에 있어서,
    상기 새로운 장소가 이송 카트(90)이고, 상기 이송 카트(90)는 상기 원자력 발전소 구성요소(22)를 이송시키기 위한 가동형 플랫폼(93)과 상기 가동형 플랫폼과 상기 이송 카트 차폐 캐니스터 사이의 회전형 커플링(94)을 포함하며,
    상기 가동형 플랫폼은 상기 중앙 개구로의 접근을 제공하는 개방 단부를 제외하고 차폐 벽 시스템(96)에 의해 실질적으로 완전히 둘러싸인 중앙 개구(100)를 갖는 이송 카트 차폐 캐니스터(92)를 갖고, 상기 중앙 개구는 상기 원자력 발전소 구성요소를 실질적으로 둘러싸도록 사이즈 설정되고,
    상기 회전형 커플링은 상기 이송 카트 차폐 캐니스터를 상기 이송 카트 차폐 캐니스터 내 원자력 발전소 구성요소(22)가 한쪽에 있는 대체로 수평의 위치로부터 개방 단부가 상기 그리퍼 조립체(82)를 향하도록 실질적으로 상향으로 향하는 대체로 수직의 위치로 그리고 다시 상기 수평 위치로 회전시키기 위한 것이고,
    상기 이송 카트 차폐 캐니스터(92)가 상기 수직 위치에 있도록 상기 회전형 커플링(94)을 회전시키는 단계와;
    상기 마스트 차폐 캐니스터(64)의 하측 단부가 실질적으로 상기 차폐 벽 시스템(96) 상 상부면에 있도록 상기 가동형 마스트(62)를 하강시키는 단계와;
    상기 차폐 벽 시스템 내 개구(100) 내 원자력 발전소 구성요소(22)를 하강시키도록 상기 마스트 차폐 캐니스터(64) 내 중앙 개구(102)를 통해 상기 가동형 마스트(62)를 하강시키는 단계와;
    상기 그리퍼 조립체(82)를 상기 원자력 발전소 구성요소(22)로부터 분리하는 단계와;
    상기 가동형 마스트(62)를 들어올리는 단계를 포함하는
    원자력 발전소 구성요소 재배치 방법.
  13. 제 12 항에 있어서,
    상기 이송 카트 차폐 캐니스터(92)가 상기 수평 위치에 있도록 상기 회전식 커플링(94)를 회전시키는 단계와;
    상기 이송 카트(90)를 새로운 목적지로 이송시키는 단계를 더 포함하는
    원자력 발전소 구성요소 재배치 방법.
KR1020157021876A 2013-01-15 2013-12-17 핵 구성요소의 차폐된 재배치를 위한 방법 및 장치 KR102208215B1 (ko)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US13/741,664 US9275765B2 (en) 2013-01-15 2013-01-15 Method and apparatus for the shielded relocation of a nuclear component
US13/741,664 2013-01-15
PCT/US2013/075543 WO2014143269A2 (en) 2013-01-15 2013-12-17 Method and apparatus for the shielded relocation of a nuclear component

Publications (2)

Publication Number Publication Date
KR20150106450A true KR20150106450A (ko) 2015-09-21
KR102208215B1 KR102208215B1 (ko) 2021-01-26

Family

ID=51165136

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1020157021876A KR102208215B1 (ko) 2013-01-15 2013-12-17 핵 구성요소의 차폐된 재배치를 위한 방법 및 장치

Country Status (6)

Country Link
US (2) US9275765B2 (ko)
EP (1) EP2946391B1 (ko)
JP (1) JP6288782B2 (ko)
KR (1) KR102208215B1 (ko)
CN (1) CN104919535B (ko)
WO (1) WO2014143269A2 (ko)

Families Citing this family (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN105185423B (zh) * 2015-08-13 2017-04-19 中广核研究院有限公司 拆洗燃料组件的操作台
US10614925B2 (en) * 2016-12-13 2020-04-07 Nac International Inc. Modular portable cask transfer facility
CN107545939A (zh) * 2017-07-11 2018-01-05 中国核电工程有限公司 一种核电站提升功率后长周期平衡循环的堆芯装载方法
DE102019205861A1 (de) * 2019-04-24 2020-10-29 Thyssenkrupp Ag Lenksäule für ein Kraftfahrzeug
CN110634583B (zh) * 2019-09-25 2022-02-22 中国核动力研究设计院 单根乏燃料棒转运容器及其使用方法
CN111028968A (zh) * 2019-12-31 2020-04-17 中国科学院合肥物质科学研究院 一种反应堆用装卸料系统及其方法

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4032240A (en) * 1975-03-07 1977-06-28 Kraftwerk Union Aktiengesellschaft Telescopic device
US4717531A (en) * 1983-09-23 1988-01-05 Westinghouse Electric Corp. Fuel transfer system upender using translation drive
JP2007271511A (ja) * 2006-03-31 2007-10-18 Toshiba Corp 原子炉燃料取替装置

Family Cites Families (16)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3797860A (en) * 1971-05-24 1974-03-19 Nl Industries Inc Mobile carrier for a radioactive material shipping container
US4650641A (en) 1983-09-23 1987-03-17 Combustion Engineering, Inc. Interim transfer canister for consolidating nuclear fuel rods
JPS60151598A (ja) * 1984-01-20 1985-08-09 三菱重工業株式会社 核燃料移送装置
FR2709202B1 (fr) * 1993-08-20 1995-11-10 Fbfc Installation de chargement d'assemblages combustibles.
FR2734391B1 (fr) * 1995-05-17 1997-07-18 Reel Sa Procede et dispositif pour la manutention d'assemblages de combustibles nucleaires au sein d'un coeur de reacteur
US5960051A (en) 1997-03-03 1999-09-28 General Electric Company Methods and apparatus for moving fuel bundles in a nuclear reactor
JP2003149379A (ja) 2001-11-14 2003-05-21 Mitsubishi Heavy Ind Ltd コンクリートキャスクのダンパ装置
US6683931B1 (en) 2001-12-19 2004-01-27 Westinghouse Electric Company Llc Unirradiated nuclear fuel transport system
FR2900495A1 (fr) * 2006-04-27 2007-11-02 Cogema Hotte pour chargement de container avec au moins un assemblage de combustible nucleaire, moyen de prehension et procede de chargement
JP4588014B2 (ja) * 2006-12-08 2010-11-24 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 燃料交換機
CN101271738B (zh) * 2008-04-25 2011-11-09 上海核工程研究设计院 一种燃料棒更换装置用夹头
CN101740146B (zh) * 2008-11-20 2012-06-27 中国核电工程有限公司 双工位抓具
CN201359859Y (zh) * 2009-01-21 2009-12-09 中国核电工程有限公司 一种长杆抓具
WO2011034886A1 (en) 2009-09-15 2011-03-24 Nac International, Inc. System and method for integration of wet and dry nuclear fuel storage
CN102208221B (zh) 2011-03-31 2013-06-05 清华大学 一种核电站乏燃料贮罐罐塞爪具
CN202307173U (zh) * 2011-10-13 2012-07-04 秦山核电有限公司 用于辐照后燃料组件的翻倒装置

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4032240A (en) * 1975-03-07 1977-06-28 Kraftwerk Union Aktiengesellschaft Telescopic device
US4717531A (en) * 1983-09-23 1988-01-05 Westinghouse Electric Corp. Fuel transfer system upender using translation drive
JP2007271511A (ja) * 2006-03-31 2007-10-18 Toshiba Corp 原子炉燃料取替装置

Also Published As

Publication number Publication date
EP2946391B1 (en) 2017-11-22
US20140198889A1 (en) 2014-07-17
US9275765B2 (en) 2016-03-01
CN104919535A (zh) 2015-09-16
JP6288782B2 (ja) 2018-03-07
JP2016503178A (ja) 2016-02-01
US20160118150A1 (en) 2016-04-28
WO2014143269A2 (en) 2014-09-18
WO2014143269A3 (en) 2014-11-27
EP2946391A2 (en) 2015-11-25
KR102208215B1 (ko) 2021-01-26
CN104919535B (zh) 2017-04-26
US9922739B2 (en) 2018-03-20
EP2946391A4 (en) 2016-08-24

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US9922739B2 (en) Method for shielded relocation of a nuclear component
US10102935B2 (en) Method of removing upper internals from a nuclear reactor pressurized vessel
US9406408B2 (en) Passive system for cooling the core of a nuclear reactor
US9190178B2 (en) Method for refueling a nuclear reactor having an instrumentation penetration flange
JP6577014B2 (ja) 加圧水型原子炉の炉心から炉内計装装置を引き抜く方法
KR20230041796A (ko) 핵연료 재충전 장치
JP6347496B2 (ja) 加圧水型原子炉
US20230420148A1 (en) Nuclear power generation system
JP6049414B2 (ja) 制御棒クラスタ案内管の回収方法及び装置
US20230420150A1 (en) Internals lifting device
KR20230041798A (ko) 원자력 발전 시스템

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