CN103492816B - 核蒸汽发生器支撑和对准结构 - Google Patents
核蒸汽发生器支撑和对准结构 Download PDFInfo
- Publication number
- CN103492816B CN103492816B CN201280020214.4A CN201280020214A CN103492816B CN 103492816 B CN103492816 B CN 103492816B CN 201280020214 A CN201280020214 A CN 201280020214A CN 103492816 B CN103492816 B CN 103492816B
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- support
- steam generator
- section
- nuclear
- align structures
- Prior art date
- Legal status (The legal status 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 status listed.)
- Expired - Fee Related
Links
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims abstract description 28
- 230000000630 rising effect Effects 0.000 claims abstract description 6
- 239000007788 liquid Substances 0.000 claims description 2
- 239000003795 chemical substances by application Substances 0.000 description 4
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 4
- 238000013461 design Methods 0.000 description 3
- 241000272165 Charadriidae Species 0.000 description 2
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 2
- 230000001276 controlling effect Effects 0.000 description 2
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 2
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 2
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 2
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 2
- 238000000034 method Methods 0.000 description 2
- 238000010025 steaming Methods 0.000 description 2
- ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N Boron Chemical compound [B] ZOXJGFHDIHLPTG-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910000746 Structural steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000004888 barrier function Effects 0.000 description 1
- 229910052796 boron Inorganic materials 0.000 description 1
- 230000008602 contraction Effects 0.000 description 1
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 1
- 230000005611 electricity Effects 0.000 description 1
- 239000012530 fluid Substances 0.000 description 1
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 1
- 238000011900 installation process Methods 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 1
- 238000012544 monitoring process Methods 0.000 description 1
- 229940028444 muse Drugs 0.000 description 1
- 238000005192 partition Methods 0.000 description 1
- 238000010248 power generation Methods 0.000 description 1
- GMVPRGQOIOIIMI-DWKJAMRDSA-N prostaglandin E1 Chemical compound CCCCC[C@H](O)\C=C\[C@H]1[C@H](O)CC(=O)[C@@H]1CCCCCCC(O)=O GMVPRGQOIOIIMI-DWKJAMRDSA-N 0.000 description 1
- 238000004064 recycling Methods 0.000 description 1
- 230000001105 regulatory effect Effects 0.000 description 1
- 238000012827 research and development Methods 0.000 description 1
- 238000007789 sealing Methods 0.000 description 1
- 238000000926 separation method Methods 0.000 description 1
- 239000010959 steel Substances 0.000 description 1
- 230000001360 synchronised effect Effects 0.000 description 1
- 238000013519 translation Methods 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/02—Details
- G21C13/024—Supporting constructions for pressure vessels or containment vessels
-
- 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
- G21C19/20—Arrangements for introducing objects into the pressure vessel; Arrangements for handling objects within the pressure vessel; Arrangements for removing objects from the pressure vessel
-
- F—MECHANICAL ENGINEERING; LIGHTING; HEATING; WEAPONS; BLASTING
- F22—STEAM GENERATION
- F22B—METHODS OF STEAM GENERATION; STEAM BOILERS
- F22B37/00—Component parts or details of steam boilers
- F22B37/02—Component parts or details of steam boilers applicable to more than one kind or type of steam boiler
- F22B37/24—Supporting, suspending or setting arrangements, e.g. heat shielding
- F22B37/246—Supporting, suspending or setting arrangements, e.g. heat shielding for steam generators of the reservoir type, e.g. nuclear steam generators
- F22B37/248—Supporting, suspending or setting arrangements, e.g. heat shielding for steam generators of the reservoir type, e.g. nuclear steam generators with a vertical cylindrical wall
-
- 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
- G21C19/02—Details of handling arrangements
-
- 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
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Physics & Mathematics (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Thermal Sciences (AREA)
- Mechanical Engineering (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Conveying And Assembling Of Building Elements In Situ (AREA)
Abstract
一种核蒸汽发生器支撑和对准结构,其支撑在屏蔽安全壳的壁上的核蒸汽发生器的全部重量,蒸汽发生器被设计为在屏蔽安全壳内运行。支撑装置包括能升高、降低、旋转和倾斜蒸汽发生器的液压定位器,从而将蒸汽发生器与待连接的反应堆冷却剂管道对准。
Description
相关申请交叉引用
本申请要求2011年3月1日提交的临时申请No.61/447892的优先权。
背景技术
本文中所描述的实施例总体上涉及核蒸汽发生器支撑装置,更具体地涉及一种在核电站建造期间能将蒸汽发生器升高、降低、倾斜和旋转以将该蒸汽发生器与待焊接的反应堆冷却剂管道对准的核安全壳支撑装置。
现有技术
用加压水进行冷却的核反应堆发电系统的一次侧包括被隔离的且与生产有用能量的二次回路成热交换关系的闭合回路。所述一次侧包括用于包封堆芯内结构的反应堆容器,该堆芯内结构支撑多个包含裂变材料的燃料组件、换热式蒸汽发生器内的主回路、稳压器的内侧容积、用于循环加压水的泵和管道;所述管道将每个蒸汽发生器和泵独立地连接到反应堆容器。包括蒸汽发生器、泵和被连接到容器的管道系统在内的一次侧的每一个部分构成了核发电系统的一次侧的环路。
为了说明,图1示出了一种简化的核反应堆主系统,包含具有包封反应堆堆芯的顶盖12的大致圆柱形反应堆压力容器10。液态反应堆冷却剂(比如水或硼水)通过泵16被泵入容器10,流经堆芯14被吸收热量后,被排出到通常被称为蒸汽发生器的换热器18,在蒸汽发生器中热量被传递到应用回路(未示出),比如蒸汽驱动的涡轮发电机。然后反应堆冷却剂返回泵16,完成主环路。通常,多个上述环路通过反应堆冷却剂管道20被连接到一个反应堆容器10,其中主冷却剂环路之一包含用于调节主系统压力的稳压器22。
每个蒸汽发生器18是一种带有集成水分分离设备的立壳式U形管蒸发器。反应堆冷却剂流在进入倒置的U形管之前经单个热段接管(hotlegnozzle)24进入蒸汽发生器18,所述U形管占据了直径缩小的大致圆柱形外壳28的大部分,当冷却剂流过U形管时,冷却剂将热量传递给二次侧,然后返回主冷却剂管道20的冷段侧26。所述冷却剂流经两个冷段接管30(coldlegnozzle)离开蒸汽发生器,每个冷段接管上直接附接一个反应堆冷却剂泵16。冷却剂泵16的每个排出接管被连接到主冷却剂管道的冷段26,从而将相对低温的反应堆冷却剂送回反应堆容器10,用于经堆芯14再循环,在堆芯所述循环被重复。因此所描述的主反应堆发电系统是一种先进的被动式核发电设备,比如由总部位于CranberryTownship,Pennsylvania的WestinghouseElectricCompanyLLC设计并销售的AP1000设备。在AP1000安装过程的研发期间,发现AP1000核电站蒸汽发生器具有独特的结构。用于建造传统蒸汽发生器和核电站结构的先前方法使用短管件(spoolpiece)将主冷却剂管道结合到蒸汽发生器,并且主冷却剂泵被连接到与该蒸汽发生器隔开的反应堆冷却剂管道的冷段的一段跨距上。已有的蒸汽发生器通常具有从下方支撑蒸汽发生器的四腿稳定支撑件。AP1000核电站设计的独特结构在于,例如,使主冷却剂泵直接连接到蒸汽发生器的底部需要采取不同的支撑方案。为此设计了单个“弹簧高跷柱式”基础支撑件。此外,AP1000蒸汽发生器被设计为不使用短管件被焊接到主冷却剂管道,这要求主冷却剂管道与蒸汽发生器和冷却剂泵上的对应接管严格地对齐。考虑到AP1000核电站蒸汽发生器大约重1463000磅(664公吨),在核电站建造期间需要精准的对准装置将蒸汽发生器组装在核电站主系统内。优选地,这种对准装置能支撑蒸汽发生器组件的整个重量,从而使通常被用于粗略定位蒸汽发生器的桥式吊车能自由地用于其他的建造工程。
因此,该实施例的一个目标是提供一种能准确地将蒸汽发生器入口接管和泵出口接管定位并与对应的主环路管道对准的蒸汽发生器对准装置。
该实施例的另一个目标是提供一种能不需要桥式吊车的辅助就能支撑蒸汽发生器全部重量的装置。
该实施例的再一个目标是提供一种将蒸汽发生器升高、降低、旋转和倾斜到正确对准位置的装置。
另一个目标是提供一种便于建立蒸汽发生器的永久支撑件的装置。
另外,该实施例的目标是提供一种在蒸汽发生器的永久支撑件建立后易于拆除和能被重复使用的装置。
发明内容
通过由核安全壳内的内壁或底板支撑蒸汽发生器的蒸汽发生器支撑和对准结构来实现这些和其他目标。本文中所描述的支撑和对准结构包括从核安全壳的内壁或底板延伸并且被附接到蒸汽发生器的至少两侧的基本刚性的支撑装置。所述基本刚性的支撑装置包含底座、支撑段和用于对准发生器的装置。所述底座置于安全壳的内壁或底板上。所述支撑段被联接到所述蒸汽发生器的侧部的至少一部分圆周上。用于对准发生器的装置是可操作的以在所述发生器固定在支撑段的情况下相对于所述底座升高、降低或旋转所述支撑段,从而对准所述发生器。优选地,用于升高、降低或旋转所述支撑段的装置包含在所述底座和所述支撑段之间的多个液压千斤顶,并且理想地,用于如此定向支撑段的装置能相对于所述底座倾斜或横向移动所述支撑段,同时在所述蒸汽发生器正被对准时支撑蒸汽发生器组件的全部重量。
在一个实施例中,在所述蒸汽发生器固定在支撑段内的情况下用于相对于所述底座升高、降低或旋转所述支撑段的装置提供充分的蒸汽发生器的精细移动,从而将蒸汽发生器入口接管和一个或多个蒸汽发生器出口接管分别与反应堆系统的主冷却剂管道对准。优选地,这种蒸汽发生器的精细移动以0.03125英寸(0.07938厘米)这样小的值为增量。
在另一个实施例中,所述支撑段包括连接到蒸汽发生器的上圆柱段的上支撑段,以及连接到蒸汽发生器的直径缩小的下圆柱段的下支撑段,且用于相对所述底座升高、降低或旋转所述支撑段的装置连接在所述上支撑段和所述底座之间。优选地,所述下支撑段被定位在所述底座下方,而蒸汽发生器的静重(即不含水的重量)基本上通过接合蒸汽发生器侧部上的凸耳的至少两个基本径向相对的抬升连杆由上支撑段支撑。理想地,在所述蒸汽发生器至少部分地被内安全壳壁包围的情况下,所述上支撑段被支撑在内壁上的至少四个位置上,优选地位于内壁上的所述至少四个位置的每一个上的支撑件都有至少一个用于横向移动所述蒸汽发生器的横向液压构件。理想地,所述至少一个横向液压构件包括分别沿X和Y方向移动的两个横向液压构件。在一个实施例中,所述上支撑段包含基本上围绕蒸汽发生器的上圆柱段的圆周的支撑环,且每个横向液压构件分别接合该支撑环,从而在所述横向液压构件被激活后横向移动该支撑环,进而移动发生器。优选地,所述支撑环支撑并接合多个竖直的液压构件,其中每个竖直液压构件被定位在对应的横向液压构件附近。理想地,每个竖直液压构件接合并支撑一个与每个蒸汽发生器抬升连杆接合的支撑框架。
在另一个实施例中,所述下支撑段以一种允许所述蒸汽发生器旋转并向上、向下和横向地移动给定距离但又限制所述蒸汽发生器的一侧到另一侧移动的方式被撑靠在内安全壳壁的内侧上的至少两个径向相反的位置上。优选地,所述下支撑段包含撑靠在内安全壳壁的内侧上的横向液压延伸臂。理想地,所述横向液压延伸臂朝所述蒸汽发生器收缩,从而使蒸汽发生器在最初能被定位在所述内壁内。
在另一个实施例中,用于相对所述底座升高、降低或旋转所述支撑段的装置包括多个液压构件,并且优选地若干所述液压构件结合支承板或滚柱支撑发挥作用,从而影响蒸汽发生器的移动。
附图说明
通过下面结合附图对优选实施例的描述能更好地理解本发明,其中:
图1是该实施例所应用的核反应堆主系统的实施例的简化透视图;
图2A是本文中所述一个实施例的上支撑段的透视图,其中用虚线画出的蒸汽发生器被支撑在安全壳隔间内;
图2B是图2A中所述的上支撑段的另一个透视图;
图3是图2中所示的上支撑段的放大视图;
图4是图2和3中所示的上支撑段的壁支撑承座和相关液压机构的放大透视图;
图5是图4所示的壁支撑承座的另一个透视图;
图6是图2-5中所示的上支撑段的平视图;
图7A是限定蒸汽发生器(用虚线绘制)外壳下部的本文中所述实施例的下支撑件的示意图,其中下支撑件处于收缩位置;
图7B是图7A中所示的支撑件的示意图,其中横向延伸臂被展开;
图7C是图7B的透视图,其中蒸汽发生器被稍微转动以更好地展现被展开的延伸构件;
图8是图7中所示下支撑件的等距视图;
图9是采用了Hillman滚柱来影响蒸汽发生器的转动的上支撑件的另一个实施例的平视图;
图10是图9中所示实施例的侧视示意图;
图11是本文中所述的下支撑件的另一个实施例的局部截面侧视图;
图12是能用于图2-11所示实施例的操作者控制台的等距视图。
具体实施方式
包含反应堆冷却剂环路的一次侧的核蒸汽发生器的下部通常由混凝土隔间屏蔽,在所述混凝土隔间中支撑有蒸汽发生器。本文中所述的实施例提供一种临时的安装和对准工具,用于在核电站建造期间将蒸汽发生器支撑在它的混凝土屏障内,所述工具使得蒸汽发生器能被升高、降低、旋转和倾斜,从而使蒸汽发生器能与反应堆冷却剂连接管道对准并建立永久的蒸汽发生器支撑。虽然本文中所述的支撑和对准装置能被用作永久的蒸汽发生器支撑,但是它更大的价值在于作为一种临时支撑在建造期间能够从一个发生器移到另一个发生器,从而有利于实现将每个蒸汽发生器附接到反应堆主冷却剂系统。本文中所述的支撑装置使用结构钢支撑框架装置和液压千斤顶装置以及控制监视装置在蒸汽发生器的安装过程期间抬升、顶起、侧移、倾斜和旋转蒸汽发生器。
先前的核蒸汽发生器要求在该发生器设置就位之前先安装稳定的底座支撑件。所述蒸汽发生器被固定到该底座支撑件并成为自支撑。这种支撑件对于图1中所示类型的具有从其下端竖直延伸的两个主冷却剂泵的蒸汽发生器来说是不实际的。
本文中所述的实施例的独特之处在于:所述实施例在所述蒸汽发生器最初被设置在屏蔽安全壳内之后使蒸汽发生器稳定并支撑其全部重量,并操纵所述蒸汽发生器与待焊接的冷却剂管道对准。因此,本文中所给出的实施例允许桥式吊车与所述蒸汽发生器脱开,从而桥式吊车能用于其他建造工作。所以,本文中所述的支撑装置能够对具有两个被焊接在蒸汽发生器底端上的反应堆冷却剂泵壳体的不平衡的蒸汽发生器进行设定,同时支持并实现已装填蒸汽发生器在三个方向上的移动以及上侧、下侧和中间横向永久支撑件与阻尼器的安装。
虽然本文中所述的对准装置的实施例被展示为应用于AP1000核电站,更具体地说是AP1000核蒸汽发生器,但是应当理解本文中所述的原理能被应用于几乎任何管壳式蒸汽发生器设计。下文所要求保护的对准和支撑装置的一个实施例在图2-8中公开,该装置的上支撑框架在图2-6中示出。在该实施例中,如图2A和2B所示,支撑装置32的上支撑框架34被定位在混凝土壁36的顶部上,混凝土壁包围蒸汽发生器18的下部。蒸汽发生器的所述下部能以多种方式临时地或永久地被支撑在隔间壁36内,如图7,8和11中所示,将在后面描述。上支撑件34的第二实施例在图9和10中示出。
如图2中所示,上支撑框架34由包围发生器并放置在四个隔开的承座38上的结构钢架构成,所述承座被分别放置在包围蒸汽发生器18下部的混凝土壁36的顶部上。如图2A和2B所示,蒸汽发生器的承载负荷通过抬升连杆42被支撑在两个辅助人孔抬升凸耳40上,所述抬升连杆42从支撑框架34的径向相对侧竖直延伸。每个承座38接合至少一个横向液压构件,优选地接合两个如图3-6中所示的液压构件44,所述承座38将上支撑框架34支撑在混凝土壁36上。每个横向液压构件44分别与环绕蒸汽发生器18至少一部分的支撑环46附接或接合。所述支撑环46可以是单个组件或者包括多个构件。所述支撑环46支撑或者接合多个被定位在承座38和上支撑框架34之间的竖直液压构件48。在图2-6所示的实施例中,支撑环46支撑四个竖直液压构件48(其中每个竖直液压构件位于围绕所述支撑环46大致均匀间隔开的每个承座位置上),并各自接合两个分别定向在X和Y平面中的横向液压构件。根据图4和5能清楚地明白,所述竖直液压构件48被分别装配在不粘性(lubron)承载平移板50上,所述承载平移板被附于对应的壁承座38上,接着被连接到每个横向液压构件44。竖直液压构件48的另一端被连接到上支撑框架34,而不粘性承载板50的径向向内部分被连接到支撑环46。竖直液压构件接合并支撑上支撑框架34,所述上支撑框架34继而接合并支撑蒸汽发生器抬升连杆42。
因此所描述的蒸汽发生器临时支撑上支撑框架42被隔间壁36支撑在距离安全壳的操作底板大约153英尺的高度上,并具有相对小的操作者平台54和用于控制各种液压构件运行的控制箱52。所述竖直液压构件能以1/32英寸(0.08厘米)的增量使所述蒸汽发生器上下移动多达大约六英寸(15.24厘米)。相似地,所述横向液压构件能以1/32英寸(0.08厘米)的增量使所述蒸汽发生器侧向和横向移动多达大约六英寸(15.24厘米)。该实施例的系统还能以0.50度校正蒸汽发生器的竖直轴线。通过控制平台54上可接近的控制单元52能控制多个液压构件,所述控制平台54从包围发生器18的混凝土壁36的顶部上被临时悬吊。
作为之前所述的图2-6所示系统的替代,本申请的定位和对准系统可以采用千斤顶机构,比如被连接到支撑构件58上的(或等同产品)单动式液压千斤顶56,该支撑构件58承载支撑蒸汽发生器凸耳40的支撑连杆42。在图9和10所示的实施例中,HillmanSwivelOT滚柱(或等同产品)60和同步主控单元52一起使用。类似地,可以采用GenMover"MUSE"移动系统。在图9和10中,Hillman滚柱60通过支撑连杆62从所述支撑构件58得到支撑。本文中所述的支撑和对准系统可以具有单个控制单元52,或者由技术人员远程操作。所述控制系统是通用的,并且可以在连接到相同反应堆的多个蒸汽发生器之间互换。所述控制系统包含所有的液压动力单元、液压管网和控制阀。为了安全所述液压千斤顶56优选是带有机械锁定装置的单动式千斤顶。PV-42(或等同产品)控制或监视装置可用于所述系统。
在操作中,图2-6所示的实施例可以按下面所述那样运行。桥式吊车或外部移动起重机将蒸汽发生器运输并定位在待安放发生器的隔间壁的附近。所述吊车通常通过接合所述凸耳40来执行该操作。吊车将蒸汽发生器下降到由隔间模块壁36所围成的空间内,并在竖直柱支撑件(“弹簧高跷柱”)的上方。当蒸汽发生器18被吊车降低后,每个凸耳分别接合上支撑框架34上的抬升连杆42。在支承框架接合蒸汽发生器18后,通过抬升连杆42和被固定的下部限制器(例如图7和8中所示),连接到上支撑框架34上的液压构件可以被用于将蒸汽发生器操控进所需要的位置以与主冷却剂管道对准。通过这种方式,可以激活竖直液压构件48以降低或升高蒸汽发生器18。如之前所述,竖直液压构件48支撑上支撑框架34,并被附接到支撑环46。然后可以激活横向液压构件44,以沿X-Y方向操控蒸汽发生器。在图2-6所示的实施例中,每个横向液压构件44被定位在承座38附近并连接到该承座,而且每个承座在周向间隔开的位置上被连接到支撑环46。所述横向液压构件44因此能迫使支撑环46改变位置。激活横向液压构件44而迫使支撑环46改变位置,这导致所述上支撑框架在X-Y平面内改变位置。在所示的实施例中,所述支撑环与蒸汽发生器18通过套环的方式接合,与所述承座38通过不粘性支承板50的方式接合。任何合适的装置可以被用于这些连接。所述套环和不粘性支承板50分别导致被附接到蒸汽发生器18和承座38的所述支撑环可移动。
在图7,8和11中示出两种示范性的、替换下部限制器组件。也可以使用其他类似的限制器。在图7和8所示的实施例中,下部限制器64包括上带66和下带68。在主冷却剂在蒸汽发生器壳体内的U形管内流动的区域中,两个带被分别固定到蒸汽发生器18的下部段。上带66和下带68通过多个竖直连接构件70彼此接合。多个间隔开的延伸臂72位于绕下带68的间隔开的位置并从该位置径向延伸,所述延伸臂在各自的远侧端处带有液压千斤顶系统74。延伸臂72优选被可枢转地连接到下带68。多个绞盘76被分别附接在上带66的圆周上的多个间隔位置上,与延伸臂72竖直对准,用于使延伸臂72远侧端处的液压千斤顶系统74向上直立。被对准的延伸臂72和绞盘76通过线缆分别彼此接合。绞盘76被用于升高和降低延伸臂72,以使得所述延伸臂能径向收缩抵靠在蒸汽发生器壳体上,从而使蒸汽发生器18能下降到屏蔽隔间的混凝土壁36内。然后绞盘76降低延伸臂72,从而使液压千斤顶系统74能延伸以接合模块壁36,并将发生器18的下部撑靠在隔间模块壁上。衬垫78被定位在每个延伸臂72的端部处。在下部限制器组件展开期间,所述衬垫78接合模块壁36。图7A示出了下部限制器组件,其中延伸臂72处于收缩位置从而使发生器能下降到最终屏蔽所述发生器的混凝土壁隔间内。图7B示出了为了使液压千斤顶74在远侧端处展开而完全伸展的绞盘线缆和被放低的延伸臂72。图7C示出了延伸臂72完全伸展以及发生器从图7B的视图稍微旋转的类似视图,并提供了已展开的延伸臂72和对应绞盘76的另一个透视图。一种替代的下部限制器64在图11中示出,其中所述蒸汽发生器18采用线缆80和锚定件82被系到混凝土壁36。
带有阻尼器84的上部横向支撑件也可以被用于将蒸汽发生器18接合到混凝土壁36,如图9和10所示。如之前关于图9和10所示的上支撑件的替换实施例所描述的那样,所述液压千斤顶56可以通过升高或降低所述支撑构件58和支撑连杆62来升高或降低蒸汽发生器。液压千斤顶56还可以从Hillman滚柱60移除任意负载,从而允许Hillman滚柱转动到不同的位置。横向液压致动器也可以被用于该实施例中,如同之前关于图2-6所示的实施例所描述那样,从而迫使支撑连杆62和支撑构件58沿各种方向移动。液压部件由能同步它们动作的电脑进行控制,以同时实现所需要的移动。所述控制系统还能将下部限制器64上的液压千斤顶74与上部限制器34同步。
尽管本发明的特定实施例已经被详细地描述,但是本领域技术人员能明白在本文的总体教导下能得出对那些细节的多种改变和替换。例如,气动缸可以被用于取代液压缸。所以,所公开的具体实施例仅意味着是说明性质的,而不是限制本发明的范围,本发明的范围由后附权利要求及其所有等同物给出。
Claims (21)
1.一种核蒸汽发生器的支撑和对准结构,所述核蒸汽发生器的支撑和对准结构用于从核安全壳的内壁或底板支撑蒸汽发生器并使蒸汽发生器的入口接管和出口接管与相应的反应堆主冷却剂环路管道对准,所述核蒸汽发生器的支撑和对准结构包括:
基本刚性的支撑装置,所述基本刚性的支撑装置从核安全壳的内壁或底板延伸,并且被附接到围绕蒸汽发生器的圆周的至少两个间隔开的位置,从而自由地支撑蒸汽发生器的全部重量,所述基本刚性的支撑装置包含:
从内壁或底板得到支撑的底座;
被附接到围绕蒸汽发生器的圆周的所述至少两个间隔开的位置上的支撑段;以及
在蒸汽发生器被固定在支撑段内的情况下用于相对于底座以增量运动的方式升高、降低或旋转支撑段的驱动机构,驱动机构被支撑在底座和支撑段之间,驱动机构能够操作以升高、降低、旋转和倾斜支撑段,从而使蒸汽发生器的入口接管和出口接管与反应堆主冷却剂环路管道对准。
2.根据权利要求1所述的核蒸汽发生器的支撑和对准结构,其中,用于相对于底座升高、降低或旋转支撑段的驱动机构包含在底座和支撑段之间的多个液压千斤顶。
3.根据权利要求1所述的核蒸汽发生器的支撑和对准结构,其中,用于相对于底座升高、降低或旋转支撑段的驱动机构还能在蒸汽发生器被固定在支撑段内的情况下,相对于底座倾斜和横向移动支撑段。
4.根据权利要求1所述的核蒸汽发生器的支撑和对准结构,其中,在蒸汽发生器被固定在支撑段内的情况下用于相对于底座升高、降低或旋转支撑段的驱动机构提供了充分的蒸汽发生器的精细移动,从而将蒸汽发生器的入口接管和出口接管与反应堆主冷却剂环路管道对准。
5.根据权利要求4所述的核蒸汽发生器的支撑和对准结构,其中,在蒸汽发生器被固定在支撑段内的情况下用于相对于底座升高、降低或旋转支撑段的驱动机构提供了蒸汽发生器的以小到以0.03125英寸为增量的精细移动。
6.根据权利要求1所述的核蒸汽发生器的支撑和对准结构,其中,蒸汽发生器包含直径缩小的下圆柱段、直径大于直径缩小的下圆柱段的上圆柱段、以及连接直径缩小的下圆柱段和直径扩大的上圆柱段的截头圆锥段,支撑段包括连接到上圆柱段的上支撑段以及连接到直径缩小的下圆柱段的下支撑段。
7.根据权利要求6所述的核蒸汽发生器的支撑和对准结构,其中,用于相对于底座升高、降低或旋转支撑段的驱动机构被连接在上支撑段和底座之间。
8.根据权利要求7所述的核蒸汽发生器的支撑和对准结构,其中,下支撑段被定位在底座下方。
9.根据权利要求6所述的核蒸汽发生器的支撑和对准结构,其中,承载负荷的蒸汽发生器从蒸汽发生器侧部上的至少两个基本径向相对的抬升连杆基本上由上支撑段支撑。
10.根据权利要求9所述的核蒸汽发生器的支撑和对准结构,其中,蒸汽发生器至少部分地被内壁包围,并且上支撑段被置于内壁上的至少四个位置上。
11.根据权利要求10所述的核蒸汽发生器的支撑和对准结构,其中,位于内壁上的所述至少四个位置的每一个处的上支撑段具有用于横向移动蒸汽发生器的至少一个横向液压构件。
12.根据权利要求11所述的核蒸汽发生器的支撑和对准结构,其中,所述至少一个横向液压构件包括两个分别沿X方向和Y方向可动的横向液压构件。
13.根据权利要求11所述的核蒸汽发生器的支撑和对准结构,其中,上支撑段包含基本上围绕蒸汽发生器的上圆柱段的圆周的支撑环,并且每个横向液压构件分别接合支撑环,从而在横向液压构件被激活时横向地移动支撑环,进而移动蒸汽发生器。
14.根据权利要求13所述的核蒸汽发生器的支撑和对准结构,其中,支撑环支撑并接合多个竖直液压构件,其中每个竖直液压构件被定位在对应的横向液压构件附近。
15.根据权利要求14所述的核蒸汽发生器的支撑和对准结构,其中,每个竖直液压构件接合并支撑与每个蒸汽发生器的抬升连杆接合的支撑框架。
16.根据权利要求10所述的核蒸汽发生器的支撑和对准结构,其中,下支撑段以一种允许蒸汽发生器旋转并向上、向下和横向地移动给定距离、但又限制蒸汽发生器的一侧到另一侧移动的方式被撑靠在内壁的内侧上的至少两个径向相对的位置上。
17.根据权利要求16所述的核蒸汽发生器的支撑和对准结构,其中,下支撑段包含撑靠在内壁的内侧上的横向液压延伸臂。
18.根据权利要求17所述的核蒸汽发生器的支撑和对准结构,其中,横向液压延伸臂的端部朝蒸汽发生器收缩,从而使蒸汽发生器最初能被定位在内壁内。
19.根据权利要求1所述的核蒸汽发生器的支撑和对准结构,其中,用于相对于底座升高、降低或旋转支撑段的驱动机构包括多个液压构件。
20.根据权利要求19所述的核蒸汽发生器的支撑和对准结构,其中,液压构件中的至少一些结合支承板或滚柱支撑件发挥作用,从而影响蒸汽发生器的移动。
21.根据权利要求19所述的核蒸汽发生器的支撑和对准结构,其中,液压构件在蒸汽发生器被支撑在支撑段内时能使支撑段和蒸汽发生器倾斜。
Applications Claiming Priority (5)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
US201161447892P | 2011-03-01 | 2011-03-01 | |
US61/447,892 | 2011-03-01 | ||
US13/204,091 US20120224663A1 (en) | 2011-03-01 | 2011-08-05 | Nuclear steam generator support and alignment structure |
US13/204,091 | 2011-08-05 | ||
PCT/US2012/022007 WO2012118570A1 (en) | 2011-03-01 | 2012-01-20 | Nuclear steam generator support and alignment structure |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
CN103492816A CN103492816A (zh) | 2014-01-01 |
CN103492816B true CN103492816B (zh) | 2016-05-04 |
Family
ID=46753292
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
CN201280020214.4A Expired - Fee Related CN103492816B (zh) | 2011-03-01 | 2012-01-20 | 核蒸汽发生器支撑和对准结构 |
Country Status (7)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US20120224663A1 (zh) |
EP (1) | EP2681500B1 (zh) |
KR (1) | KR101835916B1 (zh) |
CN (1) | CN103492816B (zh) |
CA (1) | CA2830500A1 (zh) |
WO (1) | WO2012118570A1 (zh) |
ZA (1) | ZA201307121B (zh) |
Families Citing this family (18)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US9897234B2 (en) | 2013-12-26 | 2018-02-20 | Nuscale Power, Llc | Steam generator tube support |
KR101613814B1 (ko) * | 2015-01-29 | 2016-04-19 | 문인득 | 2루프 가압경수로형 증기 발생기의 교체 방법 |
CN104816111B (zh) * | 2015-05-27 | 2016-05-11 | 上海电气核电设备有限公司 | 核蒸汽发生器主泵泵壳焊接用的调整工装 |
KR101702833B1 (ko) * | 2015-10-30 | 2017-02-08 | 한국원자력연구원 | 원자력 증기 발생기 전열관과 지지부의 중심선 정렬 검사 장치 및 방법 |
KR101675077B1 (ko) * | 2015-12-07 | 2016-11-10 | 문인득 | 2루프 가압경수로형 증기발생기의 시공방법 및 이를 위한 원자로 배관 시공용 역변위 시스템 |
KR101626270B1 (ko) * | 2016-02-26 | 2016-05-31 | 문인득 | 원자로 u형 모듈 관 시공장치 |
CN105976877A (zh) * | 2016-07-05 | 2016-09-28 | 上海核工程研究设计院 | 一种双环路核能系统 |
CN105913889A (zh) * | 2016-07-05 | 2016-08-31 | 上海核工程研究设计院 | 一种三环路核能系统 |
CN106782693B (zh) * | 2016-12-29 | 2019-01-08 | 核动力运行研究所 | 一种用于蒸汽发生器的框架组合型支撑设备 |
CN110504038B (zh) * | 2018-05-16 | 2023-05-26 | 中国核工业第五建设有限公司 | 一种核岛蒸汽发生器的支撑组件 |
US12057240B2 (en) * | 2018-07-02 | 2024-08-06 | Invap S.E. | Compact reactor with horizontal steam generators and pressurizer |
CN108986934B (zh) * | 2018-08-01 | 2023-10-31 | 中广核研究院有限公司 | 重型容器的单自由度支承装置 |
CN108953854B (zh) * | 2018-08-01 | 2023-10-31 | 中广核研究院有限公司 | 反应堆支承装置 |
USD922457S1 (en) * | 2019-11-28 | 2021-06-15 | NextLeaf Solutions Ltd. | Skid and frame set |
USD923069S1 (en) * | 2020-01-09 | 2021-06-22 | NextLeaf Solutions Ltd. | Skid, frame, and vessel set |
US12062461B2 (en) | 2021-02-04 | 2024-08-13 | Nuscale Power, Llc | Supports with integrated sensors for nuclear reactor steam generators, and associated systems and methods |
CN115036052B (zh) * | 2022-06-16 | 2024-11-12 | 中国核工业第五建设有限公司 | 核电站主容器组装装置及方法 |
CN116110623B (zh) * | 2022-12-16 | 2024-01-26 | 国科中子能(青岛)研究院有限公司 | 一种超紧凑反应堆系统 |
Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3901196A (en) * | 1973-05-30 | 1975-08-26 | Siemens Ag | Reactor installation |
US4236970A (en) * | 1977-02-14 | 1980-12-02 | Kraftwerk Union Aktiengesellschaft | Structural unit formed of a coolant pump and a steam generator, especially for nuclear reactor plants secured against rupture |
US4644908A (en) * | 1984-11-13 | 1987-02-24 | Westinghouse Electric Corp. | Steam generator wrapper closure and method of installing the same |
CN2181066Y (zh) * | 1993-12-07 | 1994-10-26 | 上海核工程研究设计院 | 压水堆核电站蒸汽发生器垂直支柱结构 |
CN1641797A (zh) * | 2005-01-07 | 2005-07-20 | 清华大学 | 模块式高温气冷堆压力壳的无阻尼器支承系统 |
Family Cites Families (9)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3027159A (en) | 1958-10-24 | 1962-03-27 | Yates Plant Ltd | Roller apparatus for supporting and rotating cylindrical objects |
FR2311388A1 (fr) * | 1975-05-12 | 1976-12-10 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif de supportage d'une chaudiere nucleaire |
DE2808565A1 (de) * | 1978-02-28 | 1979-08-30 | Kraftwerk Union Ag | Kernreaktor |
FR2644568B1 (fr) * | 1989-03-16 | 1991-07-05 | Intercontrole Sa | Dispositif d'intervention, notamment pour le controle, l'inspection et la maintenance des echangeurs de chaleur |
US5669594A (en) * | 1989-08-16 | 1997-09-23 | Minus K Technology, Inc. | Vibration isolating system |
US5152958A (en) * | 1991-01-22 | 1992-10-06 | U.S. Tool & Die, Inc. | Spent nuclear fuel storage bridge |
US5257890A (en) * | 1992-01-21 | 1993-11-02 | Coleman Vickary | Tank inverter |
US5307386A (en) * | 1992-06-24 | 1994-04-26 | Westinghouse Electric Corp. | Apparatus and method for servicing an elongated suspended pump motor in an electric power plant with limited access |
US5752834A (en) * | 1995-11-27 | 1998-05-19 | Ling; Shou Hung | Motion/force simulators with six or three degrees of freedom |
-
2011
- 2011-08-05 US US13/204,091 patent/US20120224663A1/en not_active Abandoned
-
2012
- 2012-01-20 CA CA2830500A patent/CA2830500A1/en not_active Abandoned
- 2012-01-20 KR KR1020137025510A patent/KR101835916B1/ko active IP Right Grant
- 2012-01-20 EP EP12752540.0A patent/EP2681500B1/en not_active Not-in-force
- 2012-01-20 WO PCT/US2012/022007 patent/WO2012118570A1/en active Application Filing
- 2012-01-20 CN CN201280020214.4A patent/CN103492816B/zh not_active Expired - Fee Related
-
2013
- 2013-09-20 ZA ZA2013/07121A patent/ZA201307121B/en unknown
Patent Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3901196A (en) * | 1973-05-30 | 1975-08-26 | Siemens Ag | Reactor installation |
US4236970A (en) * | 1977-02-14 | 1980-12-02 | Kraftwerk Union Aktiengesellschaft | Structural unit formed of a coolant pump and a steam generator, especially for nuclear reactor plants secured against rupture |
US4644908A (en) * | 1984-11-13 | 1987-02-24 | Westinghouse Electric Corp. | Steam generator wrapper closure and method of installing the same |
CN2181066Y (zh) * | 1993-12-07 | 1994-10-26 | 上海核工程研究设计院 | 压水堆核电站蒸汽发生器垂直支柱结构 |
CN1641797A (zh) * | 2005-01-07 | 2005-07-20 | 清华大学 | 模块式高温气冷堆压力壳的无阻尼器支承系统 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
KR101835916B1 (ko) | 2018-03-07 |
ZA201307121B (en) | 2014-05-28 |
US20120224663A1 (en) | 2012-09-06 |
CA2830500A1 (en) | 2012-09-07 |
EP2681500A4 (en) | 2014-09-17 |
CN103492816A (zh) | 2014-01-01 |
EP2681500A1 (en) | 2014-01-08 |
KR20140014198A (ko) | 2014-02-05 |
WO2012118570A1 (en) | 2012-09-07 |
EP2681500B1 (en) | 2017-09-27 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CN103492816B (zh) | 核蒸汽发生器支撑和对准结构 | |
US4678623A (en) | Modular head assembly and method of retrofitting existing nuclear reactor facilities | |
US3937651A (en) | Nuclear reactor facility | |
CN103000237A (zh) | 核反应堆换料方法和装置 | |
CA2870654C (en) | Integral pressurized water reactor with compact upper internals assembly | |
US11935663B2 (en) | Control rod drive system for nuclear reactor | |
CN101592334A (zh) | 用于装配蒸汽发生器的方法 | |
KR100300890B1 (ko) | 원자로가압기탱크용지지체 | |
US20090245451A1 (en) | Mobile rigging structure | |
CN1312701C (zh) | 模块式高温气冷堆压力壳的无阻尼器支承系统 | |
CN104992737B (zh) | Cepr核电站控制棒驱动机构的焊缝超声检查装置 | |
JP6066164B2 (ja) | 重量機器の据付工法 | |
US6266386B1 (en) | Lower reactor internals up-ending device | |
Chellapandi et al. | Design concepts for reactor assembly components of 500 MWe future SFRs | |
EP2839474B1 (en) | Riser cone apparatus to provide compliance between reactor components and minimize reactor coolant bipass flow | |
US11810680B2 (en) | Modular integrated gas high temperature nuclear reactor | |
JP5871472B2 (ja) | 管群外筒の組立方法及び蒸気発生器の組立方法、管群外筒の移動装置 | |
JP3100647B2 (ja) | 倒立型キャンドモータポンプのための整備装置及び方法 | |
EP3489968B1 (en) | Nuclear power generation system | |
CN213294415U (zh) | 用于ap1000核电主蒸汽隔离阀执行机构的转运吊具 | |
US20240266081A1 (en) | Nuclear fuel core and methods of fueling and/or defueling a nuclear reactor, control rod drive system for nuclear reactor, shutdown system for nuclear steam supply system, nuclear reactor shroud, and/or loss-of-coolant accident reactor cooling system | |
CN109920563B (zh) | 一种适用于耐高温驱动机构的桁架式一体化堆顶结构 | |
EP2839482B1 (en) | Integral pressurized water reactor with compact upper internals assembly | |
Noël et al. | Superphenix 1 intermediate heat exchanger fabrication | |
JP6044947B2 (ja) | 重量機器の据付工法 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
C06 | Publication | ||
PB01 | Publication | ||
C10 | Entry into substantive examination | ||
SE01 | Entry into force of request for substantive examination | ||
C14 | Grant of patent or utility model | ||
GR01 | Patent grant | ||
CF01 | Termination of patent right due to non-payment of annual fee |
Granted publication date: 20160504 Termination date: 20220120 |
|
CF01 | Termination of patent right due to non-payment of annual fee |