SE509669C2 - Metod och anordning vid kärnbränslehantering - Google Patents

Metod och anordning vid kärnbränslehantering

Info

Publication number
SE509669C2
SE509669C2 SE9601807A SE9601807A SE509669C2 SE 509669 C2 SE509669 C2 SE 509669C2 SE 9601807 A SE9601807 A SE 9601807A SE 9601807 A SE9601807 A SE 9601807A SE 509669 C2 SE509669 C2 SE 509669C2
Authority
SE
Sweden
Prior art keywords
fuel
reactor
fuel assemblies
reactor tank
gripper
Prior art date
Application number
SE9601807A
Other languages
English (en)
Other versions
SE9601807L (sv
SE9601807D0 (sv
Inventor
Bengt Baeversten
Karl-Erik Nystroem
Anders Rosengren
Antti Suvanto
Original Assignee
Asea Atom Ab
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 Asea Atom Ab filed Critical Asea Atom Ab
Priority to SE9601807A priority Critical patent/SE509669C2/sv
Publication of SE9601807D0 publication Critical patent/SE9601807D0/sv
Priority to EP97201229A priority patent/EP0806774B1/en
Priority to DE69709435T priority patent/DE69709435D1/de
Priority to US08/841,577 priority patent/US5930318A/en
Priority to JP9119138A priority patent/JPH1054895A/ja
Publication of SE9601807L publication Critical patent/SE9601807L/sv
Publication of SE509669C2 publication Critical patent/SE509669C2/sv

Links

Classifications

    • 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
    • G21C19/16Articulated or telescopic chutes or tubes for connection to channels in the reactor core
    • 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)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Load-Engaging Elements For Cranes (AREA)

Description

509 669 2 l5 veckor. Det är därför önskvärt att göra vad som gär för att förkorta denna avställningstid till kortast möjliga.
Bränslebytet i ett kärnkraftverk bestär alltsa dels i utbyte av utbrända bränslepatroner mot nya dels av att ett stort antal bränslepatroner i härden omplaceras för att optimal utbränning ska uppnäs. Vid ett sàdant bränslebyte hanteras normalt bränslepatronerna en och en. Dä reaktortanken öppnats för ätkomst av bränslepatronerna förs ett hanteringsverktyg ned i härden och bringas att gripa kring en bränslepatron som tillfälligt ska placeras i en bränslebassäng. Normalt lämnas mellan bränslepatronerna anordnade styrstavar kvar i reaktortanken. Ytterligare bränslepatroner lyfts ut ur härden och placeras pä godtycklig plats i bassängen. Därefter lyfts nya bränslepatroner frän bassängen in i reaktortanken till de tomma positionerna. Bränslepatronerna lyfts säledes en och en. De bränslepatroner som ska omplaceras inom härden flyttas normalt direkt frän sin gamla till sin nya position.
I det fall arbete behöver utföras i reaktortanken eller i intill liggande system säsom pumpar direkt förbundna med reaktortanken mäste ett lämpligt antal bränslepatroner lyftas ut ur denna och tillfälligt placeras pä en godtycklig plats i bränslebassängen. I vissa fall kan hela reaktortanken behöva tömmas pä bränslepatroner.
Lyftningen av bränslepatronerna en och en ur respektive i reaktortanken är en av de självständiga arbetsoperationer under avställningen som tar en relativt stor andel av den totala avställningstiden i anspräk. Syftet med föreliggande uppfinning är att ästadkomma en metod för att förkorta tiden för bränslehanteringen och därmed den totala avställningstiden.
UPPFINNINGEN. FÖRDELAR Föreliggande uppfinning avser en metod och en anordning som väsentligt förkortar tiden för en avställning där bränslepatroner ska lyftas ur eller i en reaktortank. 509 669 Särdragen för åstadkommande av denna metod finns angivna i den kännetecknande delen av patentkrav 1. Särdragen för åstadkommande av anordningen finns angivna i den kännetecknande delen av patentkrav 3.
Enligt en aspekt av metoden enligt uppfinningen transporteras hela eller delar av reaktorhärden samtidigt från reaktortanken till den intill denna anordnade brånslebassången. Transporten sker forcerat genom att i huvudsak grupper innehållande ett flertal bränslepatroner och/eller styrstavar samtidigt flyttas mellan reaktortanken och bränslebassången. Grupperna innehåller bränslepatroner och/eller styrstavar med en inbördes ordning som motsvarar den ordning som bränslepatronerna har i reaktortanken.
Enligt uppfinningen anordnas ett gripdon till en lyft- och/eller transportutrustning anordnad exempelvis i en reaktorhall som omger reaktortanken. Gripdonet innefattar ett antal gripanordningar som motsvarar det antal bränslepatroner som ska lyftas i en grupp ur respektive i reaktortanken.
Vidare är gripdonet anordnat att transportera den utlyfta gruppen av bränslepatroner mellan reaktorhärden och brånslebassängen. Gruppen kan även innehålla styrstavar som lyfts ut tillsammans med bränslestavarna. Gripdonet laddas således med ett flertal bränslepatroner och eventuellt styrstavar i eller ovanför härden varefter det transporterar gruppen av bränslepatronerna och de eventuella styrstavarna till brånslebassängen där dessa sänks ned för tillfälllig förvaring i ett konventionellt bränsleställ. Efter nedställningen av de utlyfta bränslepatronerna i bränslestället i bránslebassángen förs gripdonet åter till ett läge över härden där det anordnas i läge för att lyfta ur en ny grupp av brånslepatroner och eventuellt styrstavar. Då det är dags att åter lyfta i bränslepatronerna och de eventuella styrstavarna i reaktorhården reverseras de ovan beskrivna metodstegen.
Fördelen med uppfinningen är att en stor tidsvinst kan göras genom att ett flertal bränslepatroner och eventuellt 509 669 4 styrstavar samtidigt lyfts ur/i reaktortanken. Den totala tiden för hanteringen av bränslepatroner och/eller styrstavar kan därmed minskas väsentligt. Denna tidsbesparing ger en väsentlig kostnadsbesparing.
RITNINGSFIGURER Uppfinningen förstäs enklast under hänvisning till bifogade ritningsfigurer.
Figur 1 visar schematiskt i en vy fran sidan en reaktortank i en reaktorbassäng och en intill anordnad bränslebassäng.
Figur 2 visar en del av ett härdgaller anordnat med en härdgallerruta ovanför en härdmodul.
Figur 3a visar i en vy frán sidan ett gripdon enligt uppfinningen för lyftning av en grupp av bränslepatroner.
Figur 3b visar i ett snitt A-A i figur 3a den nedre delen av hanteringsverktyget.
Figur 4a visar i en vy frän sidan ett gripdon enligt uppfinningen för lyftning av härdmoduler. Figur 4b visar i ett snitt B-B i figur 4a den nedre delen av hanteringsverktyget.
UTFÖRINGSEXEMPEL Figur l visar en del av en kàrnkraftsanläggning som innefattar en reaktortank l med avtaget reaktortanklock, ej visat i figuren, anordnad i en vattenfylld reaktorbassäng 2.
Vidare visas en sa kallad bränslebassäng 3 anordnad intill reaktorbassängen 2. Bränslebassàngen 3 är i huvudsak till för tillfällig förvaring av nya respektive helt eller delvis utbránda bränslepatroner 4. Reaktortanken l innefattar en härd 5 med ett flertal bränslepatroner 4 och ett ovanför harden 5 anordnat hárdgaller 6. Reaktorbassängen 2 är förbunden med branslebassängen 3 via en förslutningsbar l5 509 669 öppning 7. Övriga reaktorinterna delar 8 kan tillfälligt anordnas i reaktorbassängen 2.
Vid avställning av kärnreaktorn fyller man upp reaktortanken 1 med vatten och avlägsnar reaktortanklocket. Därefter fylls reaktorbassängen 2 ovanför reaktortanken 1 med vatten och porten 7 mellan reaktorbassängen 2 och bränslebassängen 3 öppnas. Interna reaktordelar 8 anordnade ovanför härden 5 lyfts ut och anordnas i reaktorbassängen 2. Härdgallret 6 och de under detta anordnade bránslepatronerna 4 är nu tillgängliga för en hanteringsutrustning 9 anordnad i reaktorhallen. Hanteringsutrustningen 9 innefattar exempelvis en teleskoparm 10 till vars nedre ände ett gripdon 12 kan anordnas. Alternativa utföringsformer av gripdonet 12 framgår närmare ur figur 3 och 4. Gripdonet 12 sänks ned i reaktortanken l och lyfter upp en grupp 4a av bränslepatroner 4 ur denna. Bränslepatronerna i den upplyfta gruppen 4a har samma inbördes position i gruppen som de har dä de är anordnade i reaktortankens 1 härd 5. Gripdonet transporterar sedan medelst hanteringsutrustningen 9 gruppen 4a till bränslebassängen 3. I figuren l visas streckat gripdonet 12 under transport av en grupp 4a av brànslepatroner 4.
Bränslepatronerna 4 lyfts ut genom öppningarna i härdgallret 6. Det principiella utseendet av härdgallret 6 framgär även av figur 2. Hárdgallret 6 innefattar ett rutnät. Storleken pà en öppning i rutnätet motsvarar storleken av en härdmodul, dvs fyra intill varandra anordnade bränslepatroner 4 och en mellan dessa anordnad korsformig styrstav ll. Styrstavarna ll kan antingen lyftas ut tillsammans med bränslepatronerna 4 eller lämnas kvar i reaktorhärden 5. De utlyfta styrstavarna placeras tillfälligt i bränslebassängen 3 tillsammans med bränslepatronerna 4.
I bränslebassàngen 3 anordnas grupperna 4a i ett konventionellt bránsleställ, Bränsleställets övre begränsningsyta i bränslebassàngen 3 utförs lämpligen med en icke visat. stödstruktur med motsvarande utformning som härdgallret 6. Pá sä sätt underlättas hanteringen med hjälp av den använda 509 669 6 gripdonet 12 genom att detta kan stödjas och styras med hjälp av stödstrukturen respektive härdgallret 6 pä samma sätt bäde i härden 5 och i bränslebassängen 3.
Figur 3a och 3b visar ett gripdon 12 innefattande àtta gripanordningar 13, en för vardera bränslepatronen 4 som ska lyftas i en grupp 4a om ätta bränslepatroner 4. Vardera gripanordningen 13 är kopplad till en exempelvis teleskopisk arm 14 for lyftning av gruppen 4a i respektive ur härden 5 eller bränslebassängen 3. Gripdonet 12 är avsett för lyftning av enbart bränslepatroner 4 och är därför försett med neutronabsorberande mellanväggar 15. Mellanväggarna 15 är anordnade sä att tvä eller tre väggar omsluter vardera en ur härden 5 eller bränslebassängen 3 upplyft«bräns1epatron 4.
Syftet med mellanväggarna 15 är att hindra att kriticitet uppstär dä bränslepatronerna 4 befinner sig detta läge.
Motsvarande bränsleställ i bränslebassängen 3 förses lämpligen med motsvarande neutronabsorberande väggar 15 i motsvarande positioner med samma syfte.
Gripdonet 12 är i en utföringsform av uppfinningen sásom visat i figur 3a och 3b vara utförd med en hylsa 16 i vilken bränslepatronerna 4 dras in. Hylsan 16 sträcker sig huvudsakligen utmed en bränslepatrons 4 hela längd. Hylsan 16 är vid sin mot härden 5 respektive bränslebassängen 3 vettande ände försedd med instyrningsorgan 17.
Instyrningsorganen 17 har till uppgift att positionera gripdonet 12 med hjälp av härdgallret 6 respektive stödstrukturen i bränslebassängen 3 sä att gripanordningarna 13 positioneras korrekt för att kunna gripa de under härdgallret 6 respektive stödstrukturen anordnade bränslepatronerna 4.
Hylsan 16 är ett sätt att de i denna indragna bränslepatronerna 4 inte separerar frän varandra eller närmar sig varandra pà ett olämpligt sätt under transporten.
Figur 4a och 4b visar ett gripdon 12 avsett för hantering av härdmoduler där styrstaven ll lyfts tillsammans med fyra 7 509 669 branslepatroner 4. Gripdonet 12 enligt figur 4a, 4b skiljer sig det i figur 3a, 3b visade genom att det saknar mellanväggarna 15. Da styrstaven ll lyfts ut tillsammans med branslepatronerna 4 behövs inget neutronabsorberande organ i gripdonet 12. Gripdonet 12 i figur 4a är avsett att samtidigt hantera tva härdmoduler med vardera en styrstav ll.
Gripdonen 12 kan utföras enligt samma principer som har visat för grupper 4a med fler eller färre bränslepatroner 4 respektive hardmoduler. I det fall man väljer att lyfta tva bránslepatroner 4 lyfter man företrädesvis tvà mot varandra diagonalt anordnade bränslepatroner 4. De visade gripanordningarna 13 ar visade i en tvàradig form.
Självfallet kan gripdonet 12 utföras enradigt eller flerradigt i beroende av den aktuella kàrnreaktorns utformning.
Positionerna för grupperna 4a av brànslepatroner i branslebassangen kan antingen vara godtycklig eller bestämd pà ett sàdant sätt att ur reaktortanken 1 uttagna brànslepatroner och eventuella styrstavar ll erhåller samma inbördes ordning som de hade da de var anordnade i i reaktortanken 1.
I en utföringsform av uppfinningen innefattar gripdonet organ för att öka respektive minska det inbördes avståndet mellan bránslepatronerna sedan de befinner sig lyfta i detta. Detta ar fördelaktigt da brànslestället i brànslebassángen 3 inte har samma delningsmatt som hardgallret 6.

Claims (7)

    10 15 20 25 30 35 509 669 z PATENTKRAV
  1. l. Metod vid bränslehantering med lyftning av bränslepatroner (4) ur/i en reaktortank (1) i en kärnreaktor, där reaktortanken innefattar en reaktorhärd (5) med ett flertal bränslepatroner (4) och styrstavar (ll) och där en bränslebassäng (3) är anordnad intill reaktortanken (4a) flertal bränslepatroner (4) lyfts i/ur reaktortanken (1) (1) kännetecknad av att en grupp innefattande ett medelst ett gripdon_(l2) och att denna grupp (4a) transporteras mellan reaktortanken (1) och bränslebassängen (3) medelst gripdonet (12).
  2. 2. Metod enligt patentkrav 1, kännetecknad av att gruppen (4a) som transporteras innefattar àtminstone en härdmodul.
  3. 3. Anordning (12) vid bränslehantering med lyftning av bränslepatroner (4) ur/i en reaktortank (1) i en kärnreaktor, där reaktortanken innefattar en reaktorhärd (5) med ett flertal bränslepatroner (4) och styrstavar (11) och där en bränslebassäng (3) är anordnad intill reaktortanken (12) och (13) vardera försedd med organ (1) kännetecknad av att den innefattar ett gripdon ett flertal gripanordningar (14) för att lyfta en bränslepatron (4) ur respektive i reaktortanken (1) eller bränslebassängen (3) och där gripdonet (12) är anordnat till en hanteringsutrustning (9) som är flyttbar i sidled.
  4. 4. Anordning (12) enligt patentkrav 3, kännetecknad av att den är anordnad att lyfta àtminstone en härdmodul.
  5. 5. Anordning (12) enligt patentkrav 3, kânnetecknad av att den innefattar mellanväggar (15) av ett neutronabsorberande material anordnade sà att bränslepatroner (4) lyfta i denna är atskilda av mellanväggarna (15).
  6. 6. Anordning (12) enligt nàgot av föregående patentkrav, kännetecknad av att den innefattar en làngsträckt hylsa (16) med en axiell utsträckning som motsvarar längden hos en 509 669 bränslepatron (4) och att bränslepatroner (4) lyfta i anordningen (12) befinner sig omslutna av hylsan (16).
  7. 7. Anordning (12) enligt nagot av föregående patentkrav, kännetecknad av att den innefattar organ för att öka eller minska det inbördes avståndet mellan bränslepatronerna (4) sedan de befinner sig lyfta i denna.
SE9601807A 1996-05-10 1996-05-10 Metod och anordning vid kärnbränslehantering SE509669C2 (sv)

Priority Applications (5)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SE9601807A SE509669C2 (sv) 1996-05-10 1996-05-10 Metod och anordning vid kärnbränslehantering
EP97201229A EP0806774B1 (en) 1996-05-10 1997-04-24 A method and a device for nuclear fuel handling
DE69709435T DE69709435D1 (de) 1996-05-10 1997-04-24 Verfahren und Vorrichtung zur Kernbrennstoffhantierung
US08/841,577 US5930318A (en) 1996-05-10 1997-04-30 Method and a device for nuclear fuel handling
JP9119138A JPH1054895A (ja) 1996-05-10 1997-05-09 燃料取扱い方法および装置

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
SE9601807A SE509669C2 (sv) 1996-05-10 1996-05-10 Metod och anordning vid kärnbränslehantering

Publications (3)

Publication Number Publication Date
SE9601807D0 SE9601807D0 (sv) 1996-05-10
SE9601807L SE9601807L (sv) 1997-11-11
SE509669C2 true SE509669C2 (sv) 1999-02-22

Family

ID=20402539

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SE9601807A SE509669C2 (sv) 1996-05-10 1996-05-10 Metod och anordning vid kärnbränslehantering

Country Status (5)

Country Link
US (1) US5930318A (sv)
EP (1) EP0806774B1 (sv)
JP (1) JPH1054895A (sv)
DE (1) DE69709435D1 (sv)
SE (1) SE509669C2 (sv)

Families Citing this family (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE19749893C1 (de) * 1997-11-12 1999-08-12 Siemens Ag Lademaschine zum Umsetzen dicht benachbarter, langgestreckter Gegenstände, insbesondere Brennelemente, ihre Verwendung sowie Verfahren zum Versetzen von Brennelementen
US9721686B2 (en) * 2006-12-29 2017-08-01 General Electric Company Handoff methods and assemblies for refueling a nuclear reactor
US20080219394A1 (en) * 2007-03-08 2008-09-11 Mccord Richard D Method and system for calculating an adjusted peak nodal power in a nuclear reactor
US20130044850A1 (en) 2011-08-19 2013-02-21 Lewis A. Walton Nuclear reactor refueling methods and apparatuses
US9666313B2 (en) 2012-04-17 2017-05-30 Bwxt Mpower, Inc. Small modular reactor refueling sequence
US10546662B2 (en) 2013-03-15 2020-01-28 Bwxt Mpower, Inc. Upper vessel transport

Family Cites Families (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE2408261A1 (de) * 1974-02-21 1975-09-11 Krupp Gmbh Einrichtung zum umsetzen von brennelementen und regelstaeben in einem kernreaktor
FR2349925A1 (fr) * 1976-04-28 1977-11-25 Framatome Sa Machine de chargement d'un reacteur nucleaire
JPH0664177B2 (ja) * 1986-09-26 1994-08-22 株式会社日立製作所 原子炉燃料交換機の制御方式
US5104612A (en) * 1991-04-16 1992-04-14 General Electric Company Fuel handling grapple for nuclear reactor plants
US5291532A (en) * 1992-02-14 1994-03-01 General Electric Company Fuel transfer system
US5369676A (en) * 1993-08-19 1994-11-29 General Electric Company Reactor refueling mechanism
US5687207A (en) * 1996-04-02 1997-11-11 Westinghouse Electric Corporation Refueling machine

Also Published As

Publication number Publication date
SE9601807L (sv) 1997-11-11
US5930318A (en) 1999-07-27
JPH1054895A (ja) 1998-02-24
SE9601807D0 (sv) 1996-05-10
DE69709435D1 (de) 2002-02-07
EP0806774B1 (en) 2002-01-02
EP0806774A1 (en) 1997-11-12

Similar Documents

Publication Publication Date Title
EP0079469A1 (de) Betonschutzgehäuse zur Aufnahme von Brennelementbehältern
US4040902A (en) Method for axially shuffling fuel elements in a nuclear reactor
US5369676A (en) Reactor refueling mechanism
SE509669C2 (sv) Metod och anordning vid kärnbränslehantering
EP0309470B1 (en) Spent fuel rod horizontal consolidation system and method
US4842808A (en) Nuclear fuel pellet collating system
CN101297374B (zh) 具有网格加强装置的核燃料组件和该装置在核燃料组件中的使用
DE2707400C2 (de) Ladevorrichtung für einen Kernreaktor
EP0295451B1 (en) A system for removing and consolidating the fuel rods of a nuclear fuel assembly
SE506570C2 (sv) Metod och hanteringsutrustning för hantering av kärnbränsle
US20060056567A1 (en) Method for loading nuclear fuel assemblies inside a nuclear plant reactor core and device therefor
US5896430A (en) Method and a device for fuel handling
SE509670C2 (sv) Metod vid bränslehantering
US4793963A (en) Fuel rod cluster interchange system and method for nuclear fuel assemblies
SE504360C2 (sv) Bränslepatron för kokarvattenreaktor innefattande en grupp bränslestavar med ett fissionsgasplenum omslutet av ett plenumrör
US6393086B1 (en) Spent nuclear fuel assembly stacking method
DE69108640T2 (de) Zentriervorrichtung zur Verwendung während des Austausches der Brennelemente von wassergekühlten Kernreaktoren.
US3850794A (en) Gas-cooled nuclear reactor
US3711369A (en) Charge/discharge arrangements for nuclear reactor
US4897858A (en) Nuclear fuel pellet collating system and method
DE102008005468B3 (de) Verfahren zur Be- und Entladung eines Reaktorkerns
DE1764258C3 (de) Atomkernreaktor mit Gaskühlung
JPS62269092A (ja) 制御棒ラツク
US5135707A (en) Fuel rod alignment template
EP0844620B1 (en) A method and a device for nuclear fuel handling

Legal Events

Date Code Title Description
NUG Patent has lapsed