KR20150140775A - 원자로 인-코어 계기 핸들링 시스템 - Google Patents

원자로 인-코어 계기 핸들링 시스템 Download PDF

Info

Publication number
KR20150140775A
KR20150140775A KR1020157031980A KR20157031980A KR20150140775A KR 20150140775 A KR20150140775 A KR 20150140775A KR 1020157031980 A KR1020157031980 A KR 1020157031980A KR 20157031980 A KR20157031980 A KR 20157031980A KR 20150140775 A KR20150140775 A KR 20150140775A
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
core
instrument
assembly
reactor
pressurized water
Prior art date
Application number
KR1020157031980A
Other languages
English (en)
Other versions
KR102294753B1 (ko
Inventor
케네쓰 브이 마고타
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 KR20150140775A publication Critical patent/KR20150140775A/ko
Application granted granted Critical
Publication of KR102294753B1 publication Critical patent/KR102294753B1/ko

Links

Images

Classifications

    • 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
    • G21C19/19—Reactor parts specifically adapted to facilitate handling, e.g. to facilitate charging or discharging of fuel elements
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/08—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
    • G21C1/086—Pressurised water reactors
    • 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
    • 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
    • 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
    • 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)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)

Abstract

신호 리드가 원자로 용기를 빠져나가기 전에 실질적으로 단단히 감긴 나선형으로, 계기 센서로부터 상측 원자로 내부를 통한 외부 시스를 통해, 그리고 시스의 외부로 및 시스의 주위로 루팅되는 원자로 인-코어 계기 핸들링 시스템.

Description

원자로 인-코어 계기 핸들링 시스템{A REACTOR IN-CORE INSTRUMENT HANDLING SYSTEM}
(관련 출원에 대한 교차 참조)
본 발명은 2013년 4월 11일자로 출원된 미국 특허 출원 제 13/860,728 호의 이점을 주장하고, 본 명세서에 참조로서 포함된다.
본 발명은 일반적으로, 원자로 시스템에 관한 것이고, 특히 원자로 압력 용기의 상측 내부를 통과하는 이러한 시스템을 위한 인-코어 계기에 관한 것이다.
가압수형 원자로와 같은 발전용 원자로에 있어서, 열은 농축 우라늄과 같은 핵연료의 분열에 의해 발생되고, 원자로 코어를 통해 흐르는 냉각재에 전달된다. 코어는 연료 조립체 구조물 내에서 서로 근접하게 장착된 기다란 원자핵 연료봉을 포함하고, 이를 통해 그리고 이를 거쳐서 냉각재가 흐른다. 연료봉은 동일한 공간에 걸쳐서 평행 어레이로 서로 이격된다. 소정의 연료봉 내의 연료 원자의 핵 붕괴 동안에 방출된 중성자 및 다른 소립자 중 일부는 연료봉 사이의 공간을 통과하고, 인접한 연료봉 내의 핵분열성 물질에 충돌하여 핵반응, 및 코어에 의해 발생된 열에 기여한다.
가동 제어봉은 코어를 통해 분산되어, 연료봉 사이를 통과하는 중성자의 일부를 흡수함으로써, 핵분열 반응의 전체 속도를 제어할 수 있고, 그렇지 않으면 핵분열 반응에 기여한다. 제어봉은 일반적으로, 물질을 흡수하는 중성자의 기다란 봉을 포함하고, 연료봉과 평행하게, 그리고 연료봉 사이에서 연장되는 연료 조립체 내의 종방향 개구부 또는 가이드 심블에 끼워맞춤된다. 코어 내로 제어봉을 추가로 삽입하는 것은 인접한 연료봉 내에서 핵분열 공정에 기여하고 제어봉을 후퇴시키는 일 없이, 보다 많은 중성자가 흡수되게 하고, 중성자 흡수의 규모를 감소시키며, 원자핵 반응의 속도 및 코어의 파워 출력을 증가시킨다.
코어 연료 조립체 내에서 중성자 활동 및 냉각재 온도를 모니터링하기 위해, 종래적으로 용기의 하부 내의 관통부(penetration)로부터 코어가 들어가는 가동 중성자 검출기와 같은 가동 인-코어 계기가 과거에 채용되었다. 과거에 일부의 경우에, 용기의 하부에서의 관통부에서 발생된 누출은 상당한 수리 문제를 나타낸다. 상기로부터 코어를 접속시키는 모든 인-코어 계기를 구비하는 것이 바람직하다는 것이 머지않아 명백해진다. 게다가, 정상 작동 동안에 원자로 용기의 하부를 통해 코어로 들어가고, 연료 조립체 내에 있는 고정된 인-코어 중성자 검출기가 채용되었다. 용기의 하부 내의 관통부를 통해 들어가는 고정된 인-코어 계기 외에, 용기의 상부 내의 관통부를 통해 들어가는 고정된 인-코어 계기가 있다. 이러한 후자의 구성에 있어서, 각 인-코어 계기 심블 조립체는 튜빙으로 구성된 가이드 경로 내에 완전히 밀폐된다. 이 가이드 경로의 하측부는 연료 조립체 내로 아래로 연장된다. 그러나, 심지어 고정된 인-코어 중성자 검출기, 및 열전대 조립체도 원자로 코어가 연료 재공급 작동을 위해 접근될 수 있기 전에, 연료 조립체로부터 후퇴되어야 한다. 그러므로, 용기의 상부로부터 들어가는 인-코어 계기를 만족스럽게 가이드 및 보호하고, 연료 재공급에 대한 접근을 가능하게 하면서, 누출의 가능성을 경감시키는 구조물을 제공하는 것이 필요하다.
이러한 목적은 200 메가와트 등급으로, 펜실베니아주 크랜베리 타운쉽의 웨스팅하우스 일렉트릭 컴퍼니 엘엘씨에 의해 제안된 것과 같은 일부 소형의 모듈형 원자로 디자인을 위한 보다 많은 도전이 된다. 소형의 모듈형 원자로는 원자로 용기 내측에 위치된 모든 1차 루프 구성요소를 갖는 통합 가압수형 원자로이다. 원자로 용기는 컴팩트한 고압 격납체에 의해 둘러싸인다. 격납체 내의 제한된 공간 및 통합 가압 경수형 원자로에 대한 저가의 필요 요건 양자로 인해, 보조 시스템의 전체 수는 안전성 또는 기능성을 절충하는 일 없이, 최소화될 필요가 있다. 예를 들어, 소형의 모듈형 원자로의 디자인과 관련된 컴팩트한 고압 격납체는 이송된 구성요소가 차폐될 수 있는 원자로 용기 위에 대형의 가침 공동(floodable cavity)의 결합을 허용하지 않는다. 게다가, 대부분의 종래적인 가압수형 원자로에 있어서, 인-코어 계기는 연료 재공급 이전에 코어로부터 후퇴된다. 이는 1차 압력 경계 시일을 파괴하고, 도관 튜브를 통해 계기를 잡아당기는 것에 의해 이행된다. 이러한 절차는 도관이 원자로 용기의 하부로부터 원자로로부터 격리된 룸(room) 내에 위치된 시일 테이블로 바로 연장되기 때문에, 하부 장착 계기를 갖는 발전소에 있어서 간단하다. 상부 장착 계기를 갖는 발전소에 있어서, 이 절차는 상측 내부 때문에 훨씬 더 도전적이다. 이는, 원자로 헤드 클로저 내에 일체로 포함된 열교환기 및 가압기를 구비하는 소형의 모듈형 원자로 시스템의 통합 가압수형 원자로 내에서, 상부 장착 계기의 사용이 고려될 때 더 복잡하게 된다. 상부 장착 계기는 흔히, 용기 내 유지(in-vessel retention)로 불리는 극심한 사고 경감 계획을 사용하는 발전소에서 바람직하다. 이 계획은 원자로 용기의 하단부에서의 관통은 없다는 것을 필요로 한다.
"Instrumentation and Control Penetration Flange for a Pressurized Water Reactor"라는 발명의 명칭으로 2012년 4월 27일자로 출원되고 본 발명의 양수인에게 양도된 미국 특허 출원 제 13/457,683 호는 원자로 용기 압력 배리어를 통해 제어봉 구동 및 코어 모니터링 계기로부터 케이블링(cabling)을 루팅하기 위해 원자로 헤드 클로저와 압력 용기 플랜지 사이에 제거 가능한 환형 시일 링을 도입하였다. "Method and Apparatus for Refueling a Nuclear Reactor Having an Instrumentation Penetration Flange"이라는 발명의 명칭으로 2013년 1월 16일자로 출원되고 본 발명의 양수인에게 양도된 미국 특허 출원 제 13/742,392 호는 이러한 원자로에 연료를 재공급하는 하나의 방법이 개시된다. 연료 재공급은 대부분의 정전의 임계 경로에 있고, 이는, 보다 효율적으로 연료를 재공급하는 방법이 유틸리티 오퍼레이터에 대한 이러한 작동의 비용을 실질적으로 감소시키게 하는 일부 및 임의의 수단이다. 따라서, 그들이 상측 내부와 제거될 수 있도록, 코어로부터 계기를 제거하고, 연료 조립체를 노출해야만 하는 단계를 감소시키는데에 있어서의 추가의 개선이 종래의 원자로 및 통합 모듈형 원자로 양자에 바람직하다.
종래의 원자로에 있어서, 인-코어 계기는 전형적으로 30 피트 내지 40 피트(9.1 미터 내지 12.2 미터)의 길이 및 대략 3/8 인치(9.5 밀리미터)의 직경의 외부 시스로 불리는 긴 스테인리스강 튜브로 둘러싸여 진다. 외부 시스는 계기 및 계기 리드를 포함한다. 이러한 리드 와이어는 계기의 전체 길이를 연장시키고, 전기 커넥터 내의 일단부에서 종단된다. 계기의 조립체, 계기 리드 와이어, 외부 시스 및 전기 커넥터는 인-코어 계기 심블 조립체라고 불린다. 원자로에 있어서, 내부에 검출기를 구비하는 인-코어 계기 심블 조립체의 단부는 연료 조립체의 상부로부터 거의 하부로, 전형적으로 10 피트 내지 12 피트(3.05 미터 - 3.66 미터) 사이의 종래의 조립체의 거리로 연장된다. 인-코어 계기 심블 조립체의 비-작동 단부는 검출기로부터 전기 커넥터로 신호를 전송하는 리드 와이어를 포함한다. 기존의 응용에 있어서, 인-코어 계기 심블 조립체의 외부 시스는 용기 관통부를 통해 통과한다. 보다 최신 디자인에 있어서, 관통부는 보통, 원자로 용기의 클로저 헤드 내에 있고, 전기 커넥터는 원자로의 외측에 위치된다.
원자로 연료 재공급 동안에, 인-코어 계기 심블 조립체는 연료 재위치 설정을 허용하도록 코어로부터 제거되어야 한다. 일부 발전소 디자인은 모든 인-코어 계기 심블 조립체가 부착되는 상측 내부의 상측 부분 상의 원자로 내측의 계기 그리드 조립 플레이트를 구비한다. 연료 재공급 동안에, 계기 그리드 조립 플레이트는 상승되고, 모든 인-코어 계기 심블 조립체는 원자로 코어로부터 철회된다. 계기 그리드 조립 플레이트를 구비하지 않은 다른 발전소는 연료 이동을 허용하기에 충분한 거리로, 각 인-코어 계기 심블 조립체를 개별적으로 철회한다. 인-코어 계기 심블 조립체의 철회 부분은 외부 수단에 의해 지지되어야만 한다. 코어로부터 인-코어 계기 심블 조립체를 철회하는데 필요한 단계의 수를 감소시키는 인-코어 계기 심블 조립체의 구조물 또는 상측 내부 내의 임의의 변화는 임계 경로 연료 재공급 시간을 감소시키고, 취급 부주의 오류로 인해 인-코어 계기 심블 조립체를 손상시킬 가능성을 최소화할 것이다. 특히, 이는 소형의 통합 모듈형 원자로의 복잡한 환경에 적용된다.
따라서, 본 발명의 목적은 인-코어 계기 심블 조립체를 상측 내부 내로 철회시키는데 필요한 단계의 수를 최소화하고, 상측 내부를 원자로 코어의 위로부터 제거하는 방식으로 인-코어 계기 심블 조립체를 변형시키는 것이다.
본 발명의 다른 목적은 분해될 필요가 있는 전기 커넥터를 침수시키는 횟수를 최소화하는 이러한 변형을 제공하는 것이다.
이러한 목적 및 다른 목적은 압력 용기 내의 상측 개구부와 밀봉 가능하게 결합하기 위한 상측의 제거 가능한 헤드를 갖는 압력 용기를 구비하는 가압수형 원자로에 의해 달성된다. 축방향 치수를 갖는 코어는 압력 용기 내에서 지지된다. 복수의 핵연료 조립체는 코어 내에 지지되고, 이 연료 조립체 중 적어도 일부는 이를 통해 축방향으로 연장되는 적어도 하나의 계기 심블을 구비한다. 상측 내부 조립체는 코어 위에 지지되고, 이를 통해 지지된 축방향으로 연장되는 계기 가이드 경로를 구비하며, 상측 내부 조립체를 통해 계기 경로를 수용하도록 구성되는 각각의 계기 심블은 계기 가이드 경로 중 하나와 정렬된다. 또한, 상측 내부는 계기 가이드 경로 위에 지지되고, 상측 내부의 하측 부분에 대해 축방향으로 이동 가능한 계기 그리드 조립 플레이트를 포함한다. 계기 가이드 경로 중 대응하는 것을 통해 계기 심블 내로 연장되는 적어도 하나의 인-코어 계기 심블 조립체가 제공되고, 이러한 인-코어 계기 심블 조립체는 상측 내부 조립체 내로 철회 가능하다. 인-코어 계기 심블 조립체는 센서 구역을 포함하는 하측 섹션과 신호 케이블링이 루팅되는 상측 섹션을 포함하고, 하측 섹션 및 상측 섹션 양자는 외부 시스 내에서 밀폐된다. 계기 그리드 조립 플레이트에 연결된 상측 부분을 구비하고, 신호 케이블링은 외부 시스의 외측을 통해 그리고 외측 주위로, 적어도 부분적으로 계기 가이드 경로를 통해, 그리고 원자로 용기의 내부로부터 외부로의 통로를 통해 연장된다. 바람직하게, 신호 케이블링은 외부 시스의 상측 부분의 외측 주위로 코일링되고, 바람직하게, 코일은 나선 스프링의 형태이다.
일 실시예에 있어서, 압력 용기의 내부로부터 외부로의 통로는 상측 내부 조립체 상의 외측으로 연장된 플랜지를 관통한다. 바람직하게, 계기 그리드 조립 플레이트는 하측 위치로부터 상측 위치로 축방향으로 이동하도록 구성되고, 계기 가이드 경로는 하측 위치까지 실질적으로 연장되는 튜브형 하우징으로 형성된다. 바람직하게, 후자의 구성에 있어서, 상측 위치에서의 계기 그리드 조립 플레이트는 튜브형 하우징 위로 이격된다. 대안적으로, 튜브형 하우징의 상측 부분은 텔레스코핑 튜브(telescoping tube)로서 구성되고, 이 텔레스코핑 튜브의 상측 부분은 계기 그리드 조립 플레이트에 연결된다.
본 발명의 추가적인 이해는 첨부된 도면과 함께 읽을 때, 바람직한 실시예의 이하의 설명으로부터 얻을 수 있다.
도 1은 본 발명이 적용될 수 있는 원자로의 단순 개략도,
도 2는 본 발명이 적용될 수 있는 종래의 가압수형 원자로 용기 및 내부 구성요소의 부분 정면 단면도,
도 3은 본 발명에 채용될 수 있는 압축된 인-코어 계기 가이드 튜브를 낮은 위치에서 도시하는 종래의 가압수형 원자로의 일 실시예의 상측 내부 패키지의 부분 정면 단면도,
도 4는 상승된 위치의 인-코어 텔레스코핑 계기 가이드 튜브와 함께, 도 3에 도시된 상측 내부 패키지의 부분 정면 단면도,
도 5는 본 발명으로부터 이익을 얻을 수 있는 소형의 모듈형 원자로 시스템을 도시하는 부분 단면 사시도,
도 6은 도 5에 도시된 원자로의 확대도,
도 7은 상측 내부를 도시하기 위해 절단된 부분과 함께, 도 5 및 도 6에 도시된 원자로 용기 및 이 원자로 용기의 내부 구성요소의 사시도,
도 8은 낮은 위치에서의 계기 그리드 조립 플레이트와 함께 도시된 본 발명의 일 실시예를 포함하는 상측 내부 구조물의 개략도,
도 9는 상승된 위치에서 도시된 계기 그리드 조립 플레이트와 함께 도 8에 도시된 개략도,
도 10은 코어 내에 삽입된 계기 심블 조립체의 하측 부분과 함께 본 발명의 계기 심블 조립체의 다른 실시예를 도시하는 원자로 용기의 내부의 일부분의 개략도,
도 11은 코어로부터 부분적으로 철회된 계기 심블 조립체의 하측 부분과 함께 도 10에 도시된 원자로 용기의 부분의 개략도.
이제 도면을 참조하면, 도 1은 원자로 코어(14)를 밀폐하는 클로저 헤드(12)를 구비하는 대체로 원통형 원자로 압력 용기(10)를 포함하는 단순 원자로 1차 시스템을 도시한다. 물과 같은 액체 원자로 냉각재는 펌프(16)에 의해서 코어(14)를 통해 원자로 용기(10) 내로 펌핑되고, 이러한 코어(14)에서, 열에너지가 흡수되며, 열이 이용 회로(도시되지 않음)로 전달되는, 증기 구동 터빈 발생기와 같은 전형적으로 증기 발생기로 지칭된 열교환기(18)를 통해 열에너지가 방출된다. 그 다음에, 원자로 냉각재는 펌프(16)를 통해 복귀되어 1차 루프를 완료한다. 전형적으로, 복수의 상술된 루프는 원자로 냉각재 파이핑(20)에 의해 밀봉된 원자로 용기(10)에 연결된다.
종래의 원자로 디자인은 도 2에 보다 상세하게 도시된다. 상기 언급한 바와 같이, 도 2에 도시되지 않았지만, 보다 구식의 종래의 가압수형 원자로 디자인에 있어서, 가동 또는 고정의 인-코어 중성자 검출기는 원자로의 하부로부터 용기 하부 내의 관통부로부터 하측 코어 플레이트(36)로 연장되는 튜브를 통해, 코어로 들어가고, 이 하측 코어 플레이트(36)에서 이 튜브가 연료 조립체 내의 계기 튜브와 정합한다. 게다가, 이러한 종래의 원자로 디자인에 있어서, 코어 온도를 측정하는 열전대는 단일 관통부를 통해 상측 헤드(12)로 들어가고, 미국 특허 번호 제 3,827,935 호에 도시된 것과 같은 요크 또는 케이블 도관에 의해, 개별 지지 칼럼(48) 및 이에 의해 2개의 다양한 연료 조립체로 분배된다.
복수의 평행하고 수직으로 동일 길이로 연장되는 연료 조립체(22)를 포함하는 코어(14) 외에, 이 설명을 위해, 다른 용기 내부 구조물은 하측 내부(24)와 상측 내부(26)로 분할될 수 있다. 종래의 디자인에 있어서, 하측 내부의 기능은 유동을 용기 내로 지향시킬 뿐만 아니라, 코어 구성요소 및 계기를 지지, 정렬 및 안내하는 것이다. 상측 내부는 연료 조립체(22)(단순화를 위해, 이들 중 2개만이 도 2에 도시됨)를 위한 2차 제한 장치를 제한 또는 제공하고, 제어봉(28)과 같은 구성요소와 계기를 지지 및 안내한다.
도 2에 도시된 예시적인 원자로에 있어서, 냉각재는 하나 이상의 입구 노즐(30)을 통해 원자로 용기에 들어가고, 코어 배럴(32)에 대해 아래로 흐르고, 하측 플리넘(34)에서 180° 회전되며, 연료 조립체(22)가 안착되는 하측 코어 지지 플레이트(36)를 통해 상향으로, 그리고 연료 조립체(22)를 통해 및 연료 조립체(22)에 대해 통과된다. 코어 및 주변 영역(38)을 통해 흐르는 냉각재는 대략 초당 20 피트(초당 6.1 미터)의 속도로, 대략 분당 400,000 갤런으로 전형적으로 크다. 결과적인 압력 강하 및 마찰력은 연료 조립체가 상승하도록 하는 경향이 있고, 원형의 상측 코어 플레이트(40)를 포함하는 상측 내부에 의해 이동이 제한된다. 코어(14)를 빠져나오는 냉각재는 상측 코어 플레이트(40)의 하측을 따라, 그리고 복수의 천공(42)을 통해 상향으로 흐른다. 그 다음에, 냉각재는 하나 이상의 출구 노즐(44)에 상향으로 그리고 반경 방향으로 흐른다.
상측 내부(26)는 용기(10) 또는 용기 클로저 헤드(12)로부터 지지될 수 있고, 또한, 상측 지지 플레이트로 불리는 상측 지지 조립체(46)를 포함한다. 부하는 주로 복수의 지지 칼럼(48)에 의해 상측 지지 플레이트(46)와 상측 코어 플레이트(40) 사이에서 전달된다. 지지 칼럼은 상측 코어 플레이트(40) 내에서 선택된 연료 조립체(22)와 천공(42) 상에 정렬되어, 각 연료 조립체 내에 중심적으로 위치된 기다란 축방향 계기에 대한 접근을 제공하며, 계기 튜브는 연료 조립체의 제어봉 가이드 심블과 동일한 길이로 연장된다.
전형적으로, 구동 샤프트(50) 및 중성자 흡수봉의 스파이더 조립체를 포함하는 직선 가동 제어봉(28)은 상측 내부(26)를 통해, 제어봉 가이드 튜브(54)에 의해 정렬된 연료 조립체(22) 내로 안내된다. 가이드 튜브는 상측 지지 조립체(46)에 고정적으로 결합되고, 상측 코어 플레이트(40)의 상부 내로 넣어진 스플릿 핀 힘에 의해 연결된다.
도 3은 상측 내부 패키지의 확대도를 제공하며, 상측 내부 패키지로부터, 헤드(12)로부터 상측 내부 패키지를 통해, 상측 코어 플레이트(40) 아래의 코어로 연장되는 제어봉이 제어봉 가이드 튜브(54)와 제어봉 가이드 튜브 연장부(88)에 의해 실질적으로 전체 길이에 걸쳐서 안내되는 것이 명백하게 보여질 수 있다. 그러나, 지지 칼럼(48)을 통해 안내되는 인-코어 계기는 상측 코어 플레이트(40)와 상측 지지 조립체(46) 사이의 원자로 코어의 높이 위의 지지부를 수용한다. 인-코어 계기가 코어로부터 철회되면, 이 인-코어 계기가 노출되는 상측 지지 조립체(46)와 헤드(12) 사이에 실질적인 거리가 유지된다.
도 3에 도시된 종래의 실시예에 있어서, 일부 또는 모든 계기는 원자로 헤드(12) 내의 하나 이상의 관통부를 통해 루팅된다. 이러한 종래 기술의 실시예는 인-코어 계기 심블 조립체(52)가 상측 지지 플레이트(46) 위로 연장되는 그들의 철회 위치에서, 이 인-코어 계기 심블 조립체(52)에 대한 지지부를 제공하도록, 초기의 원자로 모델에 대한 구조적 변형을 제공한다. 이러한 종래 기술의 실시예에 있어서, 지지 칼럼(48)에는 지지 칼럼(48)의 상측 부분(62)으로부터 상측 지지 플레이트(46) 위의 영역 내로 연장 가능한 슬라이딩 가능한 슬리브(60)가 마련되어, 인-코어 계기 심블 조립체(52)가 코어에 대한 접근을 얻도록 연료 조립체(22)로부터 철회될 때, 인-코어 계기 심블 조립체(52)를 지지한다. 미국 펜실베니아주 크랜베리 타운쉽의 웨스팅하우스 일렉트릭 컴퍼니 엘엘씨에 의해 제공된 AP1000®와 같은 원자로에 있어서, 상측 코어 플레이트(40)의 중간 평면으로 인-코어 계기 심블 조립체(52)를 상승시키는데 필요한 철회의 길이는, 상측 지지 플레이트(46) 위에 노출되고 안내되지 않으며 잠재적으로 손상되는 인-코어 계기 심블 조립체(52)의 높게 조사된 상측 부분에 있는 지지 칼럼(48)의 높이보다 전형적으로 높다. 전형적으로, AP1000® 디자인에 있어서, 인-코어 계기 심블 조립체(52)는 대략 185 인치(470 cm)만큼 상승될 필요가 있다. 슬라이딩 가능한 슬리브(60)는 상측 지지 플레이트(46) 위의 인-코어 계기 심블 조립체(52)의 노출된 영역을 지지하기 위해 연장되도록 설계된다. 계기 그리드 조립 플레이트(53)는 슬라이딩 가능한 슬리브(60)의 상단부에 부착되고, 핀(58)에 의해 안내되며, 스윙 클램프(90)에 의해 상측 위치 내에 고정된다. 도 3은 계기 그리드 조립체(53)의 하측 위치에서 계기 그리드 조립체(53)를 도시하고, 도 4는 코어의 외부로 인-코어 계기 심블 조립체를 상승시키도록, 계기 그리드 조립체(53)의 상측 위치에서 계기 그리드 조립체(53)를 도시한다. 이러한 종래 기술의 실시예는 2010년 6월 17일에 공개된 미국 특허 공개 번호 제 2010/0150294 호에 보다 완전히 설명된다.
도 5 및 도 6은 "Instrumentation and Control Penetration Flange for a Pressurized Water Reactor"라는 발명의 명칭으로 2012년 4월 27일자로 출원된 미국 특허 출원 제 13/457,683 호에 보다 완전히 설명되는 소형의 모듈형 원자로의 개략도를 도시한다. 도 5는 압력 용기 및 이 압력 용기의 내부 구성요소를 도시하는 부분 단면 사시도를 도시한다. 도 6은 도 5에 도시된 압력 용기의 확대도이다. 보통, 가압기(56) 중 하나는 각 가압수형 원자로 시스템 내에 포함되고, 도 1에 도시되지는 않았지만, 루프의 수와 상관없이, 시스템 내의 압력을 유지하기 위해, 가압기(56)는 도 5 및 도 6에 도시된 통합 모듈형 원자로 내의 원자로 용기 헤드의 상측 부분 내로 통합되고, 개별 구성요소에 대한 필요가 제거된다. 동일한 도면 부호가 여러 도면 중에서 대응하는 구성요소를 위해 채용된다는 것이 인식되어야 한다. 고온 레그 라이저(64)는 1차 냉각재를 코어(14)로부터 고온 레그 라이저(64)를 둘러싸는 증기 발생기(18)로 지향시킨다. 다수의 냉각재 펌프(16)는 상측 내부(26)의 상단부 근처의 높이에서 원자로 용기(10) 주위에서 원주 방향으로 이격된다. 원자로 냉각재 펌프(16)는 축류 캔형 모터 펌프에 수평 방향으로 장착된다. 원자로 코어(14)와 상측 내부(26)는 그들의 크기를 제외하고, 도 1 및 도 2에 대해 상술된 대응하는 구성요소와 동일하다. 상술한 바로부터, 상측 내부 구성요소로부터 원자로의 외부로의 케이블링을 루팅하기 위한 종래의 수단은 쉽게 채용될 수 없다는 것이 명백해져야 한다. 또한, 일부 소형의 모듈형 원자로 디자인은 제어봉 구동 메커니즘, 원자로 냉각재 펌프 및 가압기 히터와 같은 내부 구성요소에 공급되는 전력을 필요로 한다. "Instrumentation and Control Penetration Flange for a Pressurized Water Reactor"라는 발명의 명칭으로 2012년 4월 27일자로 출원된 미국 특허 출원 제 13/457,683 호는 상측 원자로 용기 클로저 플랜지(68)와 하측 원자로 용기 클로저 플랜지(70)(도 5 및 도 6) 사이에 각각 클램핑되는 링(66)을 통해서 전력을 포함하는 모든 원자로 관통부를 위한 대안의 위치를 설명한다. 관통 플랜지(66)는 발전소 연료 재공급 작업 동안에 원자로 용기 분해 및 재조립의 편리한 수단을 제공하고, 용기 내 구성요소의 검사 및 유지보수를 허용한다. 이하의 설명에 있어서, 이하에 청구된 본 발명의 바람직한 실시예는 특정한 소형의 통합 원자로 디자인의 맥락으로 설명될 것이지만, 본 발명의 새로운 요소는 종래의 가압수형 원자로가 단순한 디자인 제한부를 갖든 갖지 않든, 종래의 가압수형 원자로를 포함하여 다른 원자로에 적용될 수 있다는 것이 인식되어야 한다.
도 7은 코어(14)를 포함하는 하측 내부(24), 제어봉 가이드 튜브를 포함하는 상측 내부(26), 구동봉 하우징(54) 및 제어봉 구동 메커니즘(CRDM)을 포함하는 원자로 용기(10) 및 원자로 용기의 내부 구성요소를 도시한다. 환형의 관통 플랜지 시일(66)은 이용 도관(74)이 압력 용기의 내부로, 또는 압력 용기의 내부로부터 외부로, 전력, 계기 신호, 제어 신호 또는 수압 유체를 이송하는 반경 반향으로 연장된 포트(72)를 구비한다. 본 발명의 바람직한 실시예에서의 인-코어 계기로부터 케이블링된 신호는 이러한 이용 도관을 통해 이송된다. 플랜지(66)를 통한 관통부의 구성은 상기 인용된 특허 출원 제 13/457,683 호에 설명된 소형의 모듈형 원자로 내부 디자인에서의 특정 원자로 디자인의 필요조건의 기능이고, 축방향 통로는 증기 발생기(18)로부터의 복귀 냉각재 유동이 관통부(66)를 통과하는 것을 허용하도록, 관통 시일 링(66)의 내경을 향해 위치설정된다. 본 명세서에 설명된 소형의 모듈형 통합 원자로의 작동은 "Pressurized Water Reactor Compact Steam Generator"라는 발명의 명칭으로 2012년 6월 13일자로 출원되고, 공동 계류중인 미국 특허 출원 제 13/495,050 호를 참조함으로써 보다 용이하게 이해될 수 있다.
본 발명은 전형적으로 코어 전력 및 코어 냉각재 출구 온도를 모니터링하는 인-코어 계기 심블 조립체에 대한 변형을 제공한다. 이러한 변형은 연료 재공급 작업 동안에 수행될 필요가 있는 수중 전기 케이블링 해제 및 재연결의 수와, 어렵고 시간 소모적인 절차를 감소시킨다. 도 8 및 도 9는 본 발명의 일 실시예를 포함하는 상측 내부의 개략도를 도시한다. 본 발명에 따른 인-코어 계기 심블 조립체는 2개의 개별 섹션, 하측 섹션(100) 및 상측 섹션(76)으로 구성된다. 하측 섹션은 종래의 구성 내에 형성된 모든 능동 센서를 구비하고, 코어 내에서의 연료 조립체 내의 계기 심블 내에 끼워맞춤된다. 하측 섹션의 상측 부분은 전기 커넥터(102)에서 종단된다. 상측 섹션(76)은 여전히 외부 시스(78)를 구비하지만, 신호 리드(80)는 외부 시스(78)를 통해 연장되고, 대략 8 인치(20.32 cm)의 직경 및 대략 50 인치(127cm)의 길이로, 외부 시스(78) 주위의 비교적 큰 코일형 스프링(82) 내로 형성된다. 상측 섹션의 나머지 부분은 실질적으로, 종래의 방식으로 루팅되는 계기 심블 조립체(52)의 하측 섹션(100)에 이르는 모든 방법으로 연장되는 비교적 (코일형이 아닌) 직선형 신호 리드를 수용한다. 전기 신호 리드의 코일형 부분(82)은 외부 시스(78) 주위에 둘러싸이고, 관통 플랜지(66) 내의 이용 포트(72)로 그리고 이용 포트(72)를 통해 아래로 연장된다. 인-코어 계기 심블 조립체(52)의 상측 섹션(76)의 양단부는 전기 커넥터를 구비한다. 상측 섹션(76)은 계기 리드 와이어만을 포함하고, 본질적으로, 인-코어 계기 심블 조립체를 위한 연장 코드이다. 인-코어 계기 심블 조립체(52)의 상측 섹션(76)의 하측 부분은 전기 커넥터(102)의 상보적인 부분에 연결되고, 종래의 구성 내의 스테인레스강 외부 시스 내에 수용된 검출기 및 계기 신호 와이어를 구비하는 인-코어 계기 심블 조립체(52)의 하측 섹션(100) 상의 전기 커넥터(102)의 정합 부분과 결합한다.
도 8은 계기 그리드 조립 플레이트(86) 바로 아래까지 연장되는 보호 튜브(84) 내에 수용된 인-코어 계기 심블 조립체 상측 섹션(76)을 도시한다. 계기 그리드 조립 플레이트(86)는 축방향으로 이동 가능하고, 도 8에 도시된 하측 위치와 도 9에 도시된 상측 위치 사이에서 플레이트 리프트 가이드(92) 상에서 이동한다. 계기 그리드 조립체 리프트 리그(94)는 축방향으로 연장되는 레그(96)를 구비하고, 이러한 축방향으로 연장되는 레그(96)는 관통 플랜지(66) 상에 안착되고, 인-코어 계기 심블 조립체(52)의 상측 섹션(76)의 각각의 상측 부분에 부착되어, 각각의 인-코어 계기 심블 조립체(52)를 코어의 외부 또는 내부에서 각각 동시에 상승 및 하강시킨다.
도 9는 상측 위치로 상승된 계기 그리드 조립 플레이트(86)를 갖는 상측 내부(26)의 개략도를 도시하며, 신호 리드(80)는, 외부 시스(78)의 상측으로부터 보호 튜브(84) 내로 실질적으로 연장되는 단단한 나선형으로, 외부 시스 주위에 둘러싸이는 외부 시스의 상측 부분을 빠져나가고, 이러한 보호 튜브에서 신호 리드가 관통 플랜지(66)를 통해 원자로 용기를 빠져나간다. 또한, 전기 커넥터(98)는 신호를 제어실로 이송하는 케이블링을 연결하도록, 관통 플랜지 외측에 제공될 수도 있다. 그러나, 본 발명에 따라, 연료 재공급을 위한 운전정지 동안에 관통 플랜지(66)의 압력측의 외부의 신호 케이블 및 커넥터가 그들의 저장 위치로 이동될 때, 관통 플랜지(66)의 압력측의 외부의 신호 케이블 및 커넥터는 관통 플랜지와 함께 이송되어서, 연료 재공급 공정을 용이하게 하도록 분리할 이유가 없다는 것임이 인식되어야 한다. 관통 플랜지를 이동시키기 위해 관통 플랜지가 발전소 와이어링으로부터 분리되는 원자로로부터의 시스템에서 다른 전기적 분리가 존재한다. 기존의 발전소에 있어서, 그 목적을 위해 필요한 유일한 것인 이러한 개념에서, 하측 내부에 접근하는데 필요한 2개의 분리가 존재한다. 좌측 보호 튜브(84) 상에 도시된 점선의 축방향 연장선(100)은 코어로부터 상승되는 인-코어 계기 심블 조립체의 하측 섹션(100)을 나타내고, 이 하측 섹션(100)은 전기 커넥터(102)에 의해 상측 부분(76)에 연결된다. 인-코어 계기 심블 조립체가 상측 위치로 상승되었다면, 상측 내부(26)는 코어로부터 제거되어, 연료 재공급을 위해 연료 조립체를 노출시킬 수도 있다.
따라서, 본 발명에 따르면, 인-코어 계기 심블 조립체의 상측 섹션(76)과 능동 검출기 섹션(100) 사이의 전기 커넥터(102)는 하측 섹션의 교체가 필요한 경우(이러한 경우는 드물다)를 제외하고는 연료 재공급 공정의 일부로서 분리될 필요가 없다. 이는 시스템에 이하의 이점을 부여한다. 2개의 인-코어 계기 심블 조립체 섹션(76 및 100) 사이의 전기 커넥터(102)는 발전소 연료 재공급 동안에 결합된 상태로 유지되고, 수중 분리는 필요하지 않다. 인-코어 계기 심블 조립체의 코일형 섹션은 계기 그리드 조립 플레이트(86)가 커넥터를 분리하는 일 없이, 연료로부터 모든 인-코어 계기 심블 조립체를 제거하기 위해 충분히 상승[대략 10 피트(3.05 미터)]되도록 하고, 계기 플레이트(86)가 상승되기 때문에, 인-코어 계기 심블 조립체 코일은 길어진다. 그에 반해서, 기존의 발전소에 있어서, 전기 커넥터는 원자로 용기 외측에 있고, 발전소 연료 재공급을 위해 원자로 구성요소의 해제를 허용하도록 분리되어야만 한다. 이러한 향상된 구성은 이러한 작동을 수행하는데 필요한 임계 경로 시간 및 노동과, 전기 커넥터 조립 및 해제를 달성하기 위해, 발전소 노동자가 받는 방사선 피폭 양자를 제거한다. 기존의 원자로 디자인에 있어서, 보호 장치[불릿 노즈(bullet nose)]는 해제된 전기 커넥터가 전형적으로 연료 재공급 활동 동안에 수중에 저장되기 때문에, 해제된 전기 커넥터 위에 설치되어야만 한다. 불릿 노즈는 인-코어 계기 심블 조립체의 전기 커넥터를 보호하고, 원자로 클로저 헤드가 제거 또는 설치될 때 이 헤드를 통해 인-코어 계기 심블 조립체를 안내하는데 사용된다. 이하에 청구된 본 발명은 전기 커넥터 보호의 필요성과, 이러한 향상된 구성은 이러한 작동을 수행하는데 필요한 임계 경로 시간 및 노동과, 전기 커넥터 조립 및 해제를 달성하기 위해, 발전소 노동자가 받는 방사선 피폭을 제거한다. 인-코어 계기 심블 조립체의 상측 섹션의 하나의 전기 커넥터는 원자로 외측에 있다. 본 발명의 이점은, 이러한 전기 커넥터가 용기의 외부에 있는 계기 와이어링에 결합된 상태로 유지된다는 것이다. 이러한 외부 와이어링은 전형적으로, 클로저 헤드 리프트 리그 구조물에 장착되고, 보통, 용기 내의 인-코어 계기 심블 조립체로부터 분리되어야만 한다. 본 발명은 이러한 작동을 수행하는데 필요한 임계 경로 시간 및 노동과, 전기 커넥터 조립 및 해제를 달성하기 위해, 발전소 노동자가 받는 방사선 피폭 양자를 제거한다. 게다가, 기존의 발전소에 있어서, 계기 가이드 튜브는 원자로의 일부 내부 구조물에 장착된다. 일부 발전소는 모든 계기 가이드 튜브가 장착되는 복합 계기 그리드 조립 플레이트[전형적으로, 10 피트 내지 12 피트(3.05 미터 내지 3.67 미터)의 직경]를 구비한다. 일부 발전소는 상측 내부를 통해 개별 계기 가이드 튜브를 루팅하고, 이들을 다른 구조물에 부착한다. 인-코어 계기 심블 조립체는 이러한 가이드 튜브 내로 삽입되고, 이 가이드 튜브는 각 인-코어 계기 심블 조립체를 헤드 관통부로부터 모니터링되는 특정 연료 조립체로 지향시킨다. 발전소의 크기 및 디자인에 따라서, 시스템 내에 전형적으로, 30개 내지 60개의 인-코어 계기 심블 조립체가 존재한다. 본 발명은 계기 가이드 튜브를 제거한다. 계기 케이블 자체는 발전소 상측 내부로 하드와이어링(hardwire)되고, 연료 재공급 동안에 상측 내부로부터 철회될 필요가 없으며, 상측 내부와 함께 제거될 수 있다.
초기 발전소 조립 동안에, 인-코어 계기 심블 조립체의 상측 섹션(76)은 원자로 내부로 반-영구적으로 설치될 것이다. 정상 환경 하에서, 상측 섹션은 발전소의 수명 동안 교체되어서는 안되지만, 필요한 경우에 교체가 허용되어야 한다. 각 인-코어 계기 심블 조립체의 외부 시스(78)는 보호 튜브(84)와 같은 지지부 내로 고정되어, 발전소를 통과하는 고속의 원자로 냉각재 유동으로부터 지지부를 보호할 것이다. 인-코어 계기 심블 조립체의 하측 섹션(100)은 원자로 내부 내로 설치되고, 그 다음에 상측 섹션 및 하측 섹션의 전기 커넥터(102)가 결합될 것이다. 인-코어 계기 심블 조립체의 하측 섹션(100) 내측의 검출기는 발전소 작동 동안에 중성자 상호 작용으로 인해, 시간의 경과에 따라 감손될 것이므로, 하측 섹션은 대략 10회의 연료 사이클 후에 교체되어야만 한다. 상측 섹션이 리드 와이어만을 포함하므로, 정상 발전소 작동 조건 하에서 교체될 필요가 없다.
상기 언급된 바와 같이, 발전소 연료 재공급 동안에, 인-코어 계기 심블 조립체는 연료 교체 또는 원자로 용기 내에서의 재위치 설정을 허용하기 위해, 연료 조립체로부터 제거되어야만 한다. 본 발명에 따르면, 모든 인-코어 계기 심블 조립체는 계기 그리드 조립 플레이트(86)에 연결된다. 도 8 및 도 9에 도면 부호 94로 개략적으로 도시되고, 상측 내부를 원자로 용기로부터 제거하는데 사용되는 외부 리프트 리그는 계기 그리드 조립 플레이트(86)에 부착되고, 연료 조립체의 외부로 인-코어 계기 심블 조립체를 당기기에 충분한 높이로 이러한 조립 플레이트를 상승시킨다(도 9). 계기 플레이트(86)는 상승된 위치에 고정된다. 그 다음에, 리프트 리그(94)는 상측 내부 및 상승된 계기 그리드 조립 플레이트를 연료 이동 활동을 허용하는 저장 위치로 이동시킨다. 이러한 리프팅 리그의 일례가 "Apparatus and Method for Removing The Upper Internals From a Nuclear Reactor Pressurized Vessel"이라는 발명의 명칭으로 2013년 1월 15일자로 출원된 미국 특허 출원 번호 제 13/741,737 호에 설명된다.
인-코어 계기 심블 조립체의 버클링(buckling)은 인-코어 계기 심블 조립체를 연료 조립체의 외부로, 그리고 다시 연료 조립체 내로 안내하는 텔레스코핑 가이드 튜브(telescoping guide tube)의 사용에 의해 방지된다. 텔레스코핑 튜브 지지물은 상기 참조된 미국 특허 공개 제 2010/0150294 호에 설명된 방식으로 계기 그리드 조립 플레이트(86)에 고정된다.
계기 심블 조립체 및 상측 내부의 디자인의 다른 변형예는 본 발명의 취지로부터 일탈하는 일 없이 구현될 수 있다는 것이 명백해야 한다. 도 10 및 도 11은 하나의 이러한 변형예를 도시하고, 도 10은 코어 내로 삽입된 계기 심블 조립체의 하측 부분(100)을 도시하고, 도 11은 코어로부터 실질적으로 제거된 계기 심블 조립체를 갖는 동일한 구성을 도시한다. 본 실시예에 있어서, 인-코어 계기 심블 조립체(52)의 상측 섹션 주위의 외부 시스(78)의 직경은 하측 섹션(100) 주위의 외부 시스보다 크다. 보다 큰 직경의 시스는 신호 리드를 감싸기 위한 보다 편리한 맨드릴(mandrel)을 형성하고, 신호 리드의 보다 큰 연속의 신호 리드를 수용할 수 있다. 도 10 및 도 11에 도시된 실시예에 있어서, 상측 섹션(76)의 외부 시스는 보호 튜브(84) 내의 인-코어 계기 조립체를 안내하고 중간에 놓는 하부에서 원형의 반경 방향으로 연장된 립(104)을 구비한다. 신호 리드는 립(104) 바로 위의 시스를 빠져나오고, 이 신호 리드가 용기를 빠져나오는 용기(10) 관통부의 높이까지 외부 시스 주위에서 나선형이 된다.
따라서, 본 발명의 구체적인 실시예가 상세히 기술되었지만, 본 개시내용의 전체 교시에 비추어 이러한 상세사항에 대한 다양한 변경 및 대안이 이루어질 수 있음을 당업자는 인식할 것이다. 따라서, 개시된 특정 실시예는, 단지 예시적인 것이며, 첨부된 특허청구범위의 최대 범위 및 그것의 임의의 그리고 모든 등가물로 주어지는 본 발명의 범위에 대한 제한이 아닌 것으로 의도된다.

Claims (7)

  1. 가압수형 원자로에 있어서,
    압력 용기(10),
    상기 압력 용기(10) 내의 상측 개구부와 밀봉 가능하게 결합되기 위한 상측의 제거 가능한 헤드(12),
    상기 압력 용기(10) 내에 지지되고, 축방향 치수를 갖는 코어(14),
    상기 코어(14) 내에 지지된 복수의 핵연료 조립체(22)로서, 상기 핵연료 조립체 중 적어도 일부는 이를 통해서 축방향으로 연장되는 적어도 하나의 계기 심블을 구비하는, 상기 복수의 핵연료 조립체(22),
    상기 코어(14) 위에 지지되고, 이를 통해 지지된 축방향으로 연장된 계기 가이드 경로(48)를 구비하는 상측 내부 조립체(26)로서, 상기 상측 내부 조립체를 통해 계기를 수용하도록 구성되는 각각의 계기 심블이 상기 계기 가이드 경로 중 하나와 정렬되고, 상기 상측 내부 조립체는 상기 계기 가이드 경로 위에 지지되고, 상기 상측 내부의 하측 부분에 대해 축방향으로 이동 가능한 계기 그리드 조립 플레이트(53)를 포함하는, 상기 상측 내부 조립체(26), 및
    상기 계기 가이드 경로(48) 중 대응하는 하나의 계기 가이드 경로를 통해 계기 심블 내로 연장되고, 상기 상측 내부 조립체(26) 내로 철회 가능한 적어도 하나의 인-코어 계기 심블 조립체(52)로서, 상기 인-코어 계기 심블 조립체는 센서 구역을 포함하는 하측 섹션(100) 및 신호 케이블링이 루팅되는 상측 섹션(76)을 포함하고, 상기 하측 섹션 및 상측 섹션 양자는 외부 시스(78) 내에 밀폐되고, 상기 외부 시스는 상기 계기 그리드 조립 플레이트에 연결된 상측 부분을 구비하고, 상기 신호 케이블링(80)은 상기 계기 가이드 경로(48)를 통해, 상기 외부 시스의 외측을 통해 그리고 그 주위에, 및 원자로 용기의 내부로부터 외부로의 통로를 통해 적어도 부분적으로 연장되는, 상기 적어도 하나의 인-코어 계기 심블 조립체(52)를 포함하는
    가압수형 원자로.
  2. 제 1 항에 있어서,
    상기 신호 케이블링(80)은 상기 외부 시스(78)의 상측 부분의 외측 주위에 코일링되는
    가압수형 원자로.
  3. 제 2 항에 있어서,
    코일(82)은 나선 스프링의 형태인
    가압수형 원자로.
  4. 제 1 항에 있어서,
    상기 압력 용기의 내부로부터 외부로의 통로는 상기 상측 내부 조립체(26) 상의 외측으로 연장되는 플랜지(66)인
    가압수형 원자로.
  5. 제 1 항에 있어서,
    상기 계기 그리드 조립 플레이트(53)는 하측 위치로부터 상측 위치로 축방향으로 이동하도록 구성되고, 상기 계기 가이드 경로(48)는 상기 하측 위치까지 실질적으로 연장되는 튜브형 하우징으로 형성되는
    가압수형 원자로.
  6. 제 5 항에 있어서,
    상기 상측 위치에서의 상기 계기 그리드 조립 플레이트(53)는 상기 튜브형 하우징 위로 이격되는
    가압수형 원자로.
  7. 제 6 항에 있어서,
    상기 튜브형 하우징의 상측 위치는 텔레스코핑 튜브(60)로서 구성되고, 상기 텔레스코핑 튜브의 상측 부분은 상기 계기 그리드 조립 플레이트(53)에 연결되는
    가압수형 원자로.
KR1020157031980A 2013-04-11 2014-03-07 원자로 인-코어 계기 핸들링 시스템 KR102294753B1 (ko)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US13/860,728 US9620254B2 (en) 2013-04-11 2013-04-11 Reactor in-core instrument handling system
US13/860,728 2013-04-11
PCT/US2014/021603 WO2014189596A2 (en) 2013-04-11 2014-03-07 A reactor in-core instrument handling system

Publications (2)

Publication Number Publication Date
KR20150140775A true KR20150140775A (ko) 2015-12-16
KR102294753B1 KR102294753B1 (ko) 2021-08-26

Family

ID=51686809

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1020157031980A KR102294753B1 (ko) 2013-04-11 2014-03-07 원자로 인-코어 계기 핸들링 시스템

Country Status (7)

Country Link
US (1) US9620254B2 (ko)
EP (1) EP2984654B1 (ko)
JP (1) JP6347496B2 (ko)
KR (1) KR102294753B1 (ko)
CN (1) CN105190773B (ko)
ES (1) ES2652690T3 (ko)
WO (1) WO2014189596A2 (ko)

Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
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
CN112789689B (zh) * 2018-08-27 2024-04-09 Bwxt同位素技术集团有限公司 产生放射性同位素的靶辐照系统
CN114068052A (zh) * 2021-11-30 2022-02-18 中国核动力研究设计院 一种压水堆堆腔温度监测系统

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR870006587A (ko) * 1985-12-13 1987-07-13 샤르르 브루넹고 원자로용 탐침안내관장치
US5078957A (en) * 1990-11-26 1992-01-07 Westinghouse Electric Corp. Incore instrumentation system for a pressurized water reactor
JPH0933683A (ja) * 1995-07-12 1997-02-07 Commiss Energ Atom 制御棒及び原子炉吸収体クラスタの自動分離装置
US20100150294A1 (en) * 2008-12-17 2010-06-17 Westinghouse Electric Company Llc Upper internals arrangement for a pressurized water reactor

Family Cites Families (21)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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
BE757887A (fr) 1969-10-24 1971-04-01 Siemens Ag Dispositif pour l'instrumentation du reacteurs a eau sous pression
FR2081077B1 (ko) 1970-03-03 1974-03-01 Framatome Sa
JPS5826686U (ja) * 1981-08-12 1983-02-21 三菱電機株式会社 放射線測定装置
JPS61265599A (ja) * 1985-05-20 1986-11-25 三菱電機株式会社 可動型中性子検出器
US4716004A (en) 1986-02-06 1987-12-29 Westinghouse Electric Corp. Thimble guide extender
JPS62278495A (ja) * 1986-05-28 1987-12-03 富士電機株式会社 原子炉炉内保守用のマニピユレ−タ装置
FR2632442B1 (fr) * 1988-06-06 1990-09-14 Framatome Sa Dispositif de mesure de parametres dans le coeur d'un reacteur nucleaire en service
FR2635906B1 (fr) * 1988-08-25 1990-11-23 Framatome Sa Dispositif d'instrumentation du coeur d'un reacteur nucleaire a eau sous pression et procede et dispositif d'extraction et de mise en place de ce dispositif d'instrumentation
US5078956A (en) 1990-07-31 1992-01-07 Westinghouse Electric Corp. Neutron flux detector distribution system with improved drivability
FR2674670B1 (fr) * 1991-03-29 1993-07-16 Framatome Sa Dispositif et procede de mesure du flux neutronique dans le cóoeur d'un reacteur nucleaire.
US5225150A (en) * 1992-06-23 1993-07-06 Westinghouse Electric Corp. Integrated head package for top mounted nuclear instrumentation
GB2268315B (en) * 1992-06-24 1996-04-03 Westinghouse Electric Corp Low activated incore instrument
FR2693310B1 (fr) * 1992-07-03 1994-10-14 Framatome Sa Procédé d'utilisation d'un doigt de gant d'un réacteur nucléaire à eau sous pression et dispositif de réglage de la position axiale du doigt de gant.
JP2590283Y2 (ja) * 1993-07-13 1999-02-10 三菱重工業株式会社 炉内計装筒の非破壊検査装置
JP4898318B2 (ja) * 2005-06-29 2012-03-14 三菱重工業株式会社 炉内計装案内管支持装置
US7995701B2 (en) * 2008-05-21 2011-08-09 Westinghouse Electric Company Llc Nuclear core component hold-down assembly
JP5606361B2 (ja) 2011-03-02 2014-10-15 三菱重工業株式会社 中性子束検出器の案内装置
US9659674B2 (en) * 2012-04-27 2017-05-23 Westinghouse Electric Company Llc Instrumentation and control penetration flange for pressurized water reactor
CN102661772B (zh) * 2012-05-15 2016-03-30 成都中核鑫星应用技术研究所 一体化电接点液位液温测量传感器
US8888524B2 (en) * 2012-09-28 2014-11-18 Hewlett-Packard Development Company, L.P. Modular power adapter assembly

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR870006587A (ko) * 1985-12-13 1987-07-13 샤르르 브루넹고 원자로용 탐침안내관장치
US5078957A (en) * 1990-11-26 1992-01-07 Westinghouse Electric Corp. Incore instrumentation system for a pressurized water reactor
JPH0933683A (ja) * 1995-07-12 1997-02-07 Commiss Energ Atom 制御棒及び原子炉吸収体クラスタの自動分離装置
US20100150294A1 (en) * 2008-12-17 2010-06-17 Westinghouse Electric Company Llc Upper internals arrangement for a pressurized water reactor

Also Published As

Publication number Publication date
US20140307843A1 (en) 2014-10-16
EP2984654B1 (en) 2017-09-20
CN105190773B (zh) 2017-05-31
CN105190773A (zh) 2015-12-23
EP2984654A2 (en) 2016-02-17
JP6347496B2 (ja) 2018-06-27
JP2016514847A (ja) 2016-05-23
ES2652690T3 (es) 2018-02-05
US9620254B2 (en) 2017-04-11
EP2984654A4 (en) 2016-12-07
KR102294753B1 (ko) 2021-08-26
WO2014189596A2 (en) 2014-11-27
WO2014189596A3 (en) 2015-02-26

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US9082519B2 (en) Upper internals arrangement for a pressurized water 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
EP2946390B1 (en) Apparatus and method for removing the upper internals from a nuclear reactor pressurized vessel
US9922739B2 (en) Method for shielded relocation of a nuclear component
EP3183734B1 (en) Method for in-core instrumentation withdrawal from the core of a pressurized water reactor
KR102294753B1 (ko) 원자로 인-코어 계기 핸들링 시스템
JP2015190807A (ja) 原子炉容器内の燃料集合体内部温度計測装置及び方法並びに原子炉の状態監視装置

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