ES2268060T3 - Procedimiento y dispositivo de restauracion de tiempos de caida por lo menos un conjunto de comando de ajuste de la reactividad en el nucleode un reactor nuclear refrigerado por agua ligera. - Google Patents
Procedimiento y dispositivo de restauracion de tiempos de caida por lo menos un conjunto de comando de ajuste de la reactividad en el nucleode un reactor nuclear refrigerado por agua ligera. Download PDFInfo
- Publication number
- ES2268060T3 ES2268060T3 ES02747492T ES02747492T ES2268060T3 ES 2268060 T3 ES2268060 T3 ES 2268060T3 ES 02747492 T ES02747492 T ES 02747492T ES 02747492 T ES02747492 T ES 02747492T ES 2268060 T3 ES2268060 T3 ES 2268060T3
- Authority
- ES
- Spain
- Prior art keywords
- guide
- machining
- channels
- tool
- guiding
- 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 - Lifetime
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
- G21C17/017—Inspection or maintenance of pipe-lines or tubes in nuclear installations
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C7/00—Control of nuclear reaction
- G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
- G21C7/08—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C9/00—Emergency protection arrangements structurally associated with the reactor, e.g. safety valves provided with pressure equalisation devices
- G21C9/02—Means for effecting very rapid reduction of the reactivity factor under fault conditions, e.g. reactor fuse; Control elements having arrangements activated in an emergency
-
- 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)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Organic Low-Molecular-Weight Compounds And Preparation Thereof (AREA)
Abstract
Procedimiento de restauración del tiempo de caída de por lo menos un conjunto de comando (8) de ajuste de la reactividad en el núcleo (2) de un reactor nuclear refrigerado mediante agua ligera que incluye, por encima del núcleo (2) constituido por ensamblajes de combustible (3) yuxtapuestos, colocados en una cuba (1) del reactor nuclear y con unos tubos guía (12) para el guiado de barras absorbentes (20) del conjunto de ajuste, dispuestos verticalmente, de equipos internos superiores (5) que reposan en la parte superior de los ensamblajes de combustible (3) del núcleo (2), por medio de una placa superior de núcleo (6) en una disposición horizontal e incluyendo un conjunto de tubos de guiado verticales (8), cada uno utilizado para el guiado de un conjunto de comando constituido por un haz de barras absorbentes (20, 20'') paralelas entre sí y que incluyen una pluralidad de canales de guiado (16b, 16c, 17) de las barras absorbentes (20, 20'') paralelos entre sí situados en la alineación axial delos tubos guía (12) de un ensamblaje de combustible (3) y que incluye una parte de extremo próxima a la placa superior de núcleo (6) realizada en forma de un canal de guiado continuo (16b, 16c, 17), caracterizado por el hecho de que se realiza, en una piscina del reactor nuclear que ha sido parado y enfriado después de un período de funcionamiento, en por lo menos un tubo de guiado (8) de los equipos internos superiores (5) activados, un ensanchamiento de los canales de guiado (16b, 16c, 17) del tubo de guiado (8), en por lo menos una zona de los canales de guiado continuo (16b, 16c, 17).
Description
Procedimiento y dispositivo de restauración de
tiempos de caída por lo menos un conjunto de comando de ajuste de la
reactividad en el núcleo de un reactor nuclear refrigerado por agua
ligera.
La invención se refiere a un procedimiento y un
dispositivo de restauración del tiempo de caída de por lo menos un
conjunto de comando de ajuste de la reactividad en el núcleo de un
reactor nuclear refrigerado por agua ligera. Concretamente, la
invención se refiere a un procedimiento y un dispositivo de
restauración del tiempo de caída de los conjuntos de comando de un
reactor nuclear de agua a presión.
Los reactores nucleares de agua a presión
incluyen ensamblajes de combustible de forma prismática yuxtapuestos
que constituyen el núcleo en el que se produce la extracción de
calor suministrada por la fisión de las pastillas de uranio
enriquecido contenidas en las barras que constituyen los
ensamblajes.
La regulación o la parada de la reacción nuclear
que suministra la producción de calor que se transmite al fluido
caloportador constituido por el agua a presión se llevan a cabo
mediante conjuntos de ajuste, cada uno constituido por un haz de
veinticuatro barras absorbentes que contienen carburo de boro que
absorbe los neutrones. Las barras absorbentes de los conjuntos de
ajuste se introducen en veinticuatro tubos guía de un ensamblaje de
combustible dispuestos en el interior de la red de barras de
combustible del ensamblaje, constituyendo asimismo dichos tubos
guía una parte del armazón del ensamblaje. Dicho armazón incluye
unas rejas fijadas a los tubos guía y que delimitan una red en la
que están colocadas y sujetas las barras de combustible y los tubos
guía.
Los conjuntos de ajuste se desplazan en el
núcleo del reactor según su dirección vertical, para regular el
reactor nuclear, en función del empobrecimiento del uranio
enriquecido de las pastillas contenidas en las barras de
combustibles, y de las variaciones de la demanda de energía de la
red.
El desplazamiento de los conjuntos de control
según la dirección axial del tubo guía de los ensamblajes de
combustible se realiza por medio de mecanismos de comando colocados
en la tapa de la cuba del reactor que contiene el núcleo.
Los conjuntos de ajuste son guiados, por encima
del núcleo, mediante tubos de guiado que forman parte de los
equipos internos superiores del reactor y dispuestos en la
alineación de los ensamblajes de combustible en los que se
introducen los conjuntos de ajuste.
Los tubos de guiado de los equipos internos
superiores del reactor incluyen elementos de guiado que definen
canales de guiado con ejes verticales dispuestos en la prolongación
de ejes verticales de tubos guía de ensamblajes de combustible en
los que se desplazan las barras absorbentes de un conjunto de
ajuste. Cada uno de los tubos guía está dispuesto a la vertical de
un ensamblaje de combustible y permite guiar un conjunto de ajuste
que se introduce en los tubos guía del ensamblaje de
combustible.
Los equipos internos superiores del reactor
incluyen, en su parte inferior, una placa superior de núcleo
destinada a reposar en una posición horizontal, sobre la parte
superior de los ensamblajes de combustible del núcleo, en el
interior de la cuba del reactor.
Cada uno de los tubos de guiado de los equipos
internos superiores incluye elementos de guiado con aberturas o
canales que se alinean según la dirección axial de desplazamiento de
una barra absorbente, en la prolongación del eje de un tubo guía de
un ensamblaje de combustible.
Una parte de dichos elementos de guiado
dispuestos en la parte superior del tubo guía están constituidos
mediante placas de guiado atravesadas por aberturas de paso de las
barras absorbentes del racimo de ajuste. Dichos elementos son
designados como elementos de guiado discontinuos. Otros elementos de
guiado que constituyen elementos de guiado continuos están
dispuestos en la parte inferior de los equipos superiores, es decir
en la parte de los equipos internos cercana a la placa superior de
núcleo destinada a reposar sobre los ensamblajes de combustible del
núcleo. Dichos elementos de guiado continuos están constituidos
mediante fundas y tubos hendidos que aseguran cada uno,
respectivamente, el guiado de dos barras absorbentes o una única
barra absorbente.
El conjunto de ajuste incluye una parte superior
en forma de cruceta en la que están fijadas las barras absorbentes,
según brazos de dirección radial que son conducidos a desplazarse en
el interior de las fundas y los tubos hendidos en la dirección
axial, siendo accesibles dichas fundas o tubos hendidos desde la
parte central del tubo guía.
Los racimos de ajuste se desplazan para
frecuente, por lo que después de un ciclo de funcionamiento, las
fundas de las barras absorbentes de los conjuntos de ajuste pueden
presentar cierto desgaste. Después de un tiempo de funcionamiento
más o menos largo, el roce de las fundas de las barras absorbentes
de los conjuntos de ajuste en los elementos de guiado puede
implicar un desgaste y, más concretamente, una ovalización del
mandrinado de los elementos de guiado que están unidos entre sí
mediante aberturas que permiten el paso de los brazos radiales del
pomo en el que están fijadas las barras absorbentes. El fenómeno de
desgaste puede ampliarse para que produzca un desgaste prematuro de
los elementos de guiado, por el efecto de las vibraciones de las
fundas de las barras absorbentes en el interior de las placas de
guiado y de los elementos de guiado continuos, generadas por el
paso del fluido de refrigeración, especialmente durante
transitorias.
Para reducir muy rápidamente la reactividad del
núcleo de un reactor nuclear de agua a presión, por ejemplo para
comandar una parada de emergencia del reactor, se provoca la caída
de los conjuntos de ajuste en posición de inserción máxima en el
interior de los ensamblajes, aflojando los medios que unen los
conjuntos de ajuste a los mecanismos de desplazamiento. Para
garantizar un funcionamiento seguro del reactor nuclear y una parada
rápida de la reacción en el núcleo del reactor nuclear, es
necesario obtener y mantener en el transcurso de un funcionamiento
de larga duración del reactor nuclear un tiempo de caída de los
conjuntos de ajuste lo más corto posible.
Se ha comprobado, en el transcurso de la
explotación de algunas centrales de agua a presión, que el tiempo
de caída de los conjuntos de comando puede aumentar para sensible
para alcanzar, en algunos casos, valores situados por encima del
umbral máximo admisible para el tiempo de caída (por ejemplo un
tiempo límite de 2,05 segundos en el caso de los reactores
nucleares de agua a presión del tipo 900 MWe, antes de la entrada de
las barras en un amortiguador hidráulico situado en la parte
inferior del ensamblaje de combustible y que asegura la
amortiguación y la parada del conjunto en posición de inserción
máxima. Este defecto es sobretodo sensible para los conjuntos de
ajuste situados en la periferia del núcleo del reactor nuclear, a
proximidad de toberas de salida del agua de refrigeración de la
cuba del reactor.
Una de las posibles causas de dicho aumento del
tiempo de caída de los conjuntos de ajuste en el transcurso de la
utilización del reactor nuclear es un efecto de placaje hidráulico
de las barras absorbentes de los conjuntos contra las paredes de
los canales de guiado de los tubos guía mediante el flujo de agua de
refrigeración, incrementándose dicho efecto de placaje con el
desgaste de las guías continuas de los tubos de guiado de los
equipos internos superiores. En efecto, el desgaste de los canales
de guiado continuos mediante los conjuntos de barras absorbentes
produce una especie de rodaje de los canales que se traduce por un
incremento del efecto de placaje hidráulico de las barras
absorbentes contra los tubos guía y mediante un incremento del roce
que introduce una frenada que se traduce por un aumento del tiempo
de caída de los conjuntos.
En los casos de los reactores nucleares
fabricados actualmente, se efectúa en fábrica, en los tubos de
guiado de los equipos internos superiores, un ensanchamiento local
de los canales de guiado continuos en varias zonas (por ejemplo
tres zonas) según la longitud del canal de guiado continuo. Dicho
ensanchamiento local del canal de guiado continuo en direcciones
radiales, que puede efectuarse mediante expansión hidráulica,
permite disminuir o eliminar el efecto de placaje hidráulico de los
conjuntos de ajuste debido al desgaste de los canales, durante el
funcionamiento del reactor nuclear. Se preservan así las condiciones
relativas al tiempo de caída de los conjuntos de ajuste con el
transcurso del tiempo, durante el funcionamiento del reactor
nuclear.
En el caso de las centrales nucleares en
actividad, se ha previsto sustituir los tubos de guiado usados de
los equipos internos superiores mediante tubos nuevos, pero el coste
de la intervención, por una parte, y la dificultad de realizar
dicha intervención así como el transporte, tratamiento y
almacenamiento de los tubos de guiado activados de los que se ha
asegurado la sustitución, por otra parte, convierten esta técnica de
sustitución de los tubos de guiado en poco atractiva para el
explotador de central nuclear.
Por lo tanto, el objeto de la invención es
proponer un procedimiento de restauración del tiempo de caída de
por lo menos un conjunto de ajuste de la reactividad en el núcleo de
un reactor nuclear refrigerado mediante agua ligera que incluye,
por encima del núcleo constituido por ensamblajes de combustible
yuxtapuestos colocados en una cuba del reactor nuclear, en una
disposición tal que los tubos guía de los ensamblajes de combustible
están dispuestos verticalmente, reposando unos equipos internos
superiores sobre la parte superior de los ensamblajes de
combustible del núcleo por medio de una placa superior de núcleo en
una disposición horizontal e incluyendo un conjunto de tubos de
guiado verticales utilizados cada uno para guiar un conjunto de
comando constituido por un haz de barras absorbentes paralelas
entre sí y que incluyen una pluralidad de canales de guiado de las
barras absorbentes, paralelos entre sí, situados en la alineación
axial de los tubos guía de un ensamblaje de combustible y que
incluyen una parte de extremo vecina de la placa superior de núcleo
realizada en forma de una canal de guiado continuo, permitiendo
dicho procedimiento de obtener un tiempo de caída de los conjuntos
de comando conforme a las condiciones de seguridad de funcionamiento
del reactor nuclear, incluso después de cierto tiempo de
funcionamiento del reactor nuclear que se traduce por un desgaste de
los canales de los tubos de guiado de los equipos internos
superiores, sin requerir la sustitución de los tubos de guiado
mediante tubos nuevos.
A tal efecto, se realiza, en una piscina del
reactor nuclear, después de la parada y enfriamiento del reactor
tras un período de funcionamiento, en por lo menos un tubo de guiado
de los equipos internos superiores activados un ensanchamiento de
los canales de guiado del tubo de guiado, en por lo menos una zona
de los canales de guiado continuo.
Con objeto de que se entienda bien la invención,
se van a describir, con referencia a las figuras adjuntas en anexo,
los equipos internos superiores de un reactor nuclear de agua a
presión, y un ejemplo de aplicación del procedimiento de
restauración del tiempo de caída según la invención sobre dichos
equipos internos superiores.
La figura 1 muestra una vista en perspectiva
despiezada de la cuba de un reactor nuclear de agua a presión.
La figura 2 muestra una vista en corte por un
plano de simetría vertical, de la cuba de un reactor nuclear de
agua a presión.
La figura 3 muestra una vista en alzado de
equipos internos superiores de un reactor nuclear de agua a
presión.
La figura 4 muestra una vista en alzado y en
corte parcial de un ensamblaje de combustible del núcleo de un
reactor nuclear de agua a presión, en posición de servicio en la
cuba del reactor nuclear.
La figura 5 muestra una vista en alzado de un
tubo de guiado de los equipos internos superiores de un reactor
nuclear de agua a presión.
Las figuras 6A, 6B y 6C muestran vistas en corte
transversal del tubo guía representado en la figura 5,
respectivamente según A-A, B-B y
C-C de la figura 5.
La figura 7 muestra una vista en corte
transversal a mayor escala de los elementos de guiado continuos del
tubo guía, como se representa en la figura 6C.
La figura 8 muestra una vista ampliada del
detalle 8 de la figura 7, que muestra el placaje hidráulico de una
barra absorbente en un canal de guiado continuo.
La figura 9 muestra una vista en corte
transversal de una funda de guiado continuo del tubo guía, después
de la aplicación en la funda de guiado continuo de un procedimiento
de restauración según la invención.
La figura 10 muestra una vista en corte axial
ampliada de uno de los canales de guiado de la funda de guiado
continuo representada en la figura 9.
La figura 11 muestra una vista en alzado de un
dispositivo de mecanizado mediante electro-erosión
utilizado para la aplicación del procedimiento de la invención.
La figura 12 muestra una vista en corte
transversal de una parte del utillaje representado en la figura 11,
en posición en un tubo de guiado de los equipos de guiado de los
equipos internos superiores.
La figura 13 muestra una vista en alzado lateral
de una parte del dispositivo representado en la figura 11.
La figura 14 muestra una vista en corte según
14-14 de la figura 13.
La figura 15 muestra una vista en alzado y en
corte vertical de una variante de realización de una parte del
dispositivo representado en la figura 11.
La figura 16 muestra una vista en alzado y en
corte de un detalle del dispositivo representado en la figura 11
que muestra los medios de avance de los electrodos de
electro-erosión del dispositivo representado en la
figura 11.
La figura 17 muestra una vista parcialmente en
corte de un electrodo de mecanizado mediante
electro-erosión de los canales de guiado de los
tubos guía.
En la figura 1 se ha representado la cuba de un
reactor nuclear de agua a presión designada mediante la referencia
1.
En el interior de la cuba 1 del reactor nuclear
está dispuesto el núcleo 2 constituido mediante ensamblajes de
combustible 3 de forma prismática recta, colocados para yuxtapuesta,
para que el eje longitudinal de los ensamblajes de combustible sea
vertical.
El núcleo 2 del reactor está dispuesto en el
interior de los equipos inferiores del reactor nuclear que incluyen
especialmente el tabicado 4 del núcleo; los equipos internos
superiores 5 reposan sobre la parte superior de los ensamblajes del
núcleo, por medio de una placa superior de núcleo 6.
Como se puede observar en la figura 1, así como
en las figuras 2 y 3, los equipos internos superiores 5 incluyen
una placa superior 7 paralela a la placa superior de núcleo 6 que
constituye la parte inferior de los equipos internos superiores,
que está realizada para asegurar la fijación de los equipos internos
superiores en el interior de la cuba en la que está asimismo
suspendida una envuelta que encierre el tabicado 4 y el núcleo 2
del reactor, en cuyo extremo inferior está fijada una placa inferior
de soporte de los ensamblajes del núcleo.
Los equipos internos superiores 5 incluyen, por
encima de la placa superior 7 unos equipos internos superiores,
unos tubos de guiado superiores 8a de sección circular y, entre la
placa superior 7 de los equipos internos superiores 5 y la placa
superior de núcleo 6, unos tramos 8b de los tubos de guiado se
sección sensiblemente cuadrada con ángulos redondeados.
Cada uno de los tramos 8b de tubos de guiado
está situado en la alineación axial de un tubo de guiado 8a,
constituyendo el tubo superior 8a y el tramo de tubo 8b
correspondiente un tubo de guiado 8 de los equipos internos
superiores que permiten el desplazamiento en dirección vertical de
un conjunto de ajuste de la reactividad en el núcleo del reactor
nuclear, unido a una varilla de suspensión y desplazamiento, cuyo
desplazamiento en dirección vertical está asegurado por un
mecanismo 9 situado por encima de la tapa 1a de la cuba 1 (véase la
figura 1).
Entre la placa superior 7 de los equipos
internos superiores 5 y la placa superior de núcleo 6 están
situados, además de los tramos 8b de los tubos de guiado 8, unas
columnas tirantes 10 que aseguran la sujeción y la separación de la
placa superior de núcleo 6 con relación a la placa superior de los
equipos internos 7.
En la figura 4, se ha representado un ensamblaje
de combustible 3 en posición en el interior del núcleo 2 del
reactor nuclear, reposando el ensamblaje de combustible 3 por medio
de una contera inferior 3b sobre la placa de soporte del núcleo e
incluyendo una contera superior 3a sobre la que está en apoyo, por
medio de muelles de ballesta, la placa superior de núcleo 6.
El ensamblaje de combustible 3 incluye un
armazón constituido por rejillas-tirantes 3c
repartidas según la dirección axial vertical del ensamblaje de
combustible y que incluyen celdas en las que se introducen y se
sujetan las barras de combustible del ensamblaje.
Algunas de las celdas de las rejillas tirantes
3c aseguran el paso y la sujeción de tubos guía 12 que presentan
una longitud superior a la longitud de las barras de combustible,
para que los tubos guía 12 del ensamblaje de combustible presenten
partes salientes en la parte superior y en la parte inferior del haz
de barras del ensamblaje de combustible, que están fijadas a las
conteras de extremo 3a y 3b respectivamente.
Los tubos guía pueden constituir al mismo tiempo
elementos de un armazón del ensamblaje de combustible y elementos
de guiado de dirección vertical de barras absorbentes de un conjunto
de ajuste de la reactividad del núcleo del reactor nuclear.
Una parte de los ensamblajes del núcleo está
dispuesta en la alineación de los tubos de guiado de los equipos
internos superiores, para recibir un conjunto de ajuste constituido
por un haz de barras absorbentes, para ajustar la reactividad en el
núcleo del reactor nuclear. Las barras absorbentes son guiadas en el
interior del ensamblaje de combustible mediante los tubos guía 12
destinados a recibir cada uno una barra absorbente de un conjunto
de ajuste, con escaso juego radial.
En el interior de los tubos de guiado 8 de los
equipos internos superiores, las barras absorbentes de los
conjuntos de ajuste son guiados mediante elementos de guiado en la
prolongación axial de los tubos guía de los ensamblajes de
combustible que reciben los conjuntos de ajuste.
En la figura 5, se ha representado un tubo de
guiado 8 de los equipos internos superiores 5 del reactor
nuclear.
El tubo de guiado superior 8a dispuesto por
encima de la placa superior 7 de los equipos internos superiores 5
encierra elementos de guiado discontinuos constituidos por placas de
sección circular tales como 13 visibles en la figura 6A. Cada una
de las placas de guiado discontinuo 13 de un conjunto de ajuste de
la reactividad del reactor nuclear incluye un hueco central y
aberturas de dirección radial que desembocan por su extremo interno
en la cavidad central de la tarjeta de guiado.
Cada una de las aberturas de dirección radial
incluye en su extremo situado hacia el exterior, es decir en su
extremo más alejado de la parte central de la tarjeta de guiado por
el que pasa el eje del tubo de guiado, una abertura sensiblemente
circular de guiado de una barra absorbente de un conjunto de guiado.
Algunas de las aberturas de dirección radial, más concretamente una
abertura de cada dos, lleva además en su extremo inferior cercana a
la cavidad central de la placa de guiado 13, una segunda zona de
guiado sensiblemente circular de una barra absorbente del racimo de
ajuste de la reactividad del reactor.
La placa de guiado incluye veinticuatro
aberturas que permiten cada una guiar una barra absorbente dispuesta
para encontrarse en la alineación axial de los tubos guía de un
ensamblaje de combustible. Cada una de las aberturas de guiado de
una barra absorbente comunica con la cavidad central de la placa de
guiado 13, por medio de una abertura de dirección radial.
De este modo, se puede asegurar el
desplazamiento, en el interior de los tubos 8a que encierran las
placas de guiado discontinuo 13, de un conjunto de barras
absorbentes fijadas por uno de sus extremos a un pomo que incluye
unos brazos de dirección radial a los que están fijadas las barras
absorbentes del conjunto de ajuste. El pomo del conjunto de ajuste
y las barras absorbentes pueden desplazarse en la dirección axial 15
del tubo de guiado 8, respectivamente en el interior de la cavidad
central y en las aberturas de guiado circulares.
El tramo de tubo de guiado 8b de sección
sensiblemente cuadrada, visible en las figuras 6B y 6C, situado
entre la placa superior de los equipos internos 7 y la placa
superior de núcleo 6, incluye una parte superior 8'b en la que se
asegura un guiado discontinuo del conjunto de ajuste como en los
tubos 8a, por medio de las placas de guiado 14, como se representan
en la figura 6B. Las placas de guiado 14 incluyen una cavidad
central, unas aberturas radiales y unas aberturas circulares de
guiado de las barras absorbentes idénticas a las de las placas 13.
Las placas de guiado discontinuo 14 presentan sin embargo un
contorno exterior ya no circular, sino sensiblemente cuadrado
destinado a adaptarse al interior del tramo de tubo 8b de sección
cuadrada.
La parte inferior 8''b del tramo 8b del tubo
guía 8 constituye una zona de guiado continuo del tubo guía 8 en la
que están fijados elementos de guiado de las barras absorbentes del
conjunto de guiado constituidos por fundas de guiado continuo 16 y
por tubos hendidos 17. Las fundas 16 incluyen canales de guiado de
las barras absorbentes, encontrándose dichos canales de guiado así
como las secciones de los tubos de guiado 17 en una disposición, en
los planos transversales del tubo guía, correspondiente a la de las
aberturas de guiado de las barras absorbentes de las placas de
guiado 13 y 14 de la parte de guiado discontinuo del tubo de guiado
8.
En el caso de tubos de guiado 8 utilizados para
el guiado de conjuntos de ajuste de la reactividad de un reactor
nuclear de agua a presión del tipo habitual, la longitud total del
tubo de guiado 8 es algo superior a 4 metros, y la longitud de la
zona de guiado discontinuo 8''b es del orden de un metro.
En la figura 7 se ha representado con mayor
detalle la sección de una parte de guiado continuo del tubo guía 8
que incluye unas fundas de guiado continuo 16 y unos tubos hendidos
17. Cada una de las fundas de guiado continuo 16 incluye un hueco
central 16a y dos canales de guiado de las barras absorbentes de un
conjunto de ajuste de reactividad con una forma cilíndrica de
sección circular. Los canales de guiado 16b y 16c de las fundas 16
comunican, por medio del hueco 16a de la funda, con el espacio libre
central del tubo de guiado 8 en el que se puede desplazar el pomo
del conjunto de ajuste.
Los tubos hendidos 17 incluyen una ranura 17a
que permite comunicar el espacio interior de guiado del tubo 17 con
el espacio libre central del tubo guía 8 en el que se desplaza el
pomo del conjunto de ajuste.
Las fundas de guiado 16 del guiado continuo son
de dos tipos distintos, habiéndose dispuesto los canales de guiado
16b y 16c de las fundas de un primer tipo a una distancia radial del
eje 15 del tubo de guiado distinta de la distancia radial que
separa el eje 15 de los canales de guiado de las fundas del segundo
tipo.
El tubo guía 8 incluye ocho fundas de guiado
cuyos dieciséis canales de guiado incluyen ejes situados de cuatro
en cuatro, según cuatro superficies cilíndricas coaxiales que tienen
por eje el eje 5 del tubo guía.
Los tubos hendidos 17 presentan ejes que se
encuentran todos situados en una misma superficie cilíndrica que
tiene por eje el eje 15 del tubo guía 8.
Como se observa en la figura 1, la cuba 1 del
reactor nuclear incluye unas tubuladuras 1b que desembocan en el
interior de la cuba, a proximidad de la parte inferior de los
equipos internos superiores por encima de la placa superior del
núcleo 6, es decir en la zona 8''b de guiado discontinuo de los
tubos guía de los equipos internos superiores 5.
El agua de refrigeración del reactor nuclear
procedente de los distintos bucles del circuito primario penetra en
la cuba por medio de tubuladuras 1b, para que la parte inferior de
los tubos de guiado está sometida a un flujo de agua de
refrigeración que circula en una dirección sensiblemente radial con
relación a los tubos guía.
La parte de un conjunto de ajuste de la
reactividad del núcleo constituida mediante barras absorbentes 20
introducidas en los elementos de guiado continuos del tubo de
guiado, como se representa en la figura 7, está sometida a una
fuerza de dirección radial que tiende a placar las barras
absorbentes 20 del conjunto de ajuste contra una parte del canal de
guiado en el que se desplaza la barra absorbente.
En la figura 7 y en el detalle de la figura 8,
se ha representado una barra absorbente 20 sometida a una fuerza 19
de dirección radial ejercida por el agua de refrigeración del
reactor nuclear. La barra absorbente 20 se desplaza hacia la parte
central de los equipos internos superiores, para que las barras
absorbentes 20 entren en contacto con una parte interna de la
superficie del canal de guiado correspondiente.
Durante el funcionamiento del reactor nuclear,
el desplazamiento de los conjuntos de guiado en la dirección axial
de los tubos de guiado y las vibraciones de las barras absorbentes
generadas por la circulación del agua de refrigeración, en la
dirección vertical, a través de los tubos de guiado, produce un
desgaste preferente de los elementos de guiado continuo en ciertas
partes de los canales de guiado, especialmente para los tubos de
guiado situados en la periferia del núcleo frente a las tubuladuras
1b de la cuba del reactor nuclear.
Para una parte de los canales de guiado continuo
de los tubos de guiado, el desgaste preferente de los canales de
guiado se produce hacia el interior del tubo guía, es decir hacia el
eje del tubo guía y, para otros canales situados en el lado
opuesto, el desgaste preferente de los canales de guiado se produce
hacia el exterior del tubo guía.
Para asegurar la recaída de los conjuntos de
ajuste en posición de inserción máxima en el núcleo del reactor
nuclear, por ejemplo en el caso de una parada de emergencia del
reactor nuclear, se comandan los mecanismos 9 de las barras de
comando, para soltar una varilla a la que está fijado el conjunto de
comando. Los conjuntos de comando caen en el interior de los tubos
de guiado de los equipos internos superiores y en el interior de
los ensamblajes de combustible, por efecto de la gravedad.
Durante la caída de los conjuntos de ajuste, las
barras absorbentes son placadas en el interior de los guiados
discontinuos contra las zonas de desgaste que adoptan perfectamente
la forma de la superficie exterior de las barras absorbentes,
debido al desgaste de los canales que tiene un efecto de rodaje.
De ello resulta una superficie de contacto y un
roce incrementados entre las barras absorbentes y la superficie de
los canales de guiado continuo. El tiempo de caída de los conjuntos
de ajuste de las barras de comando puede incrementarse así hasta
alcanzar niveles superiores al nivel máximo impuesto por las
condiciones de seguridad de funcionamiento del
reactor nuclear.
reactor nuclear.
Para restaurar el tiempo de caída de los
conjuntos de comando, para poder respetar las condiciones de
seguridad de funcionamiento del reactor nuclear, es posible
sustituir los tubos de guiado periféricos de los equipos internos
superiores por tubos de guiado nuevos, pero esta operación es
extremadamente costosa.
El procedimiento de la invención consiste en
realizar un ensanchamiento de los canales de guiado continuo de los
tubos de guiado que se han vuelto defectuosos en servicio, en
algunas zonas por lo menos según la longitud del guiado continuo
(por ejemplo según tres zonas repartidas en la longitud del guiado
continuo). El ensanchamiento de los canales de guiado puede
realizarse mediante mecanizado (por ejemplo mecanizado por
electro-erosión) o conformación (por ejemplo
expansión hidráulica).
En la figura 9, se ha representado una funda 16
de guiado continuo cuyos canales de guiado 16b y 16c han sido
ensanchados, según el procedimiento de la invención, para restaurar
el tiempo de caída de una barra de comando cuyas dos barras
absorbentes se desplazan respectivamente en el interior de los
canales 16b y 16c.
El procedimiento de la invención consiste en
realizar, siguiendo la longitud de la funda 16, en el interior de
los canales de guiado 16b y 16c, ensanchamientos 21b y 21c
constituidos por tramos de superficie cilíndrica con un eje
desfasado con relación al eje de origen del canal de guiado
correspondiente 16b o 16c.
Los ensanchamientos 21b y 21c pueden realizarse
mediante mecanizado por electro-erosión o cualquier
oro método de mecanización que pueda emplearse en los tubos de
guiado de los equipos internos superiores de un reactor nuclear,
que pueden ser fuertemente activados después de cierto tiempo de
funcionamiento del reactor nuclear.
El mecanizado de ensanchamiento de los canales
de guiado se efectúa generalmente en los equipos internos superiores
del reactor nuclear extraídos de la cuba en su conjunto, después de
la parada y enfriamiento del reactor nuclear. La piscina del
reactor nuclear se llena de agua y, tras la apertura de la tapa 1a
de la cuba 1, es posible desmontar y extraer los equipos internos
superiores, bajo el agua en la piscina del reactor, para
depositarlos en un puesto de examen y reparación de los equipos
internos superiores en el fondo de la piscina del reactor.
Generalmente, se utiliza un carro que se
desplaza por el fondo de la piscina del reactor, por debajo del
puesto de los equipos internos superiores, eventualmente situados
sobre elevadores, para colocar una herramienta de mecanizado en el
interior de los tubos de guiado de los equipos internos superiores,
a distintas alturas. El mecanizado mediante
electro-erosión puede efectuarse bajo el agua en la
piscina y, como se explicará más adelante, se recuperan los
residuos de mecanizado en el extremo inferior del tubo guía para
evitar contaminar el agua de la piscina del reactor.
Para típica, como se representa en la figura 9,
se pueden realizar, en el caso de canales de guiado continuo de los
equipos internos superiores de un reactor nuclear de agua a presión,
varios ensanchamientos en forma de superficies cilíndricas
mecanizadas mediante electro-erosión, tales como 21b
y 21c, cuyo radio es de 5,5 mm y cuyo centro está desfasado del
orden de 3 mm con relación al centro de origen del canal de guiado
correspondiente 16b o 16c.
Según el guiado continuo cuya longitud está
cercana a un metro, se realizan tres zonas
re-mecanizadas separadas con regularidad según la
dirección axial del guiado continuo.
En la figura 10, se ha representado a mayor
escala el ensanchamiento 21b del canal de guiado 16b situado en el
extremo exterior de la funda 16.
Se ha representado en la figura 10 el contorno
inicial de la sección transversal del canal de guiado externo de la
funda 16 en el que está en apoyo la barra absorbente 20 de la que se
ha representado la sección, en el caso de equipos internos nuevos
cuyos canales de guiado no han experimentado desgaste alguno. La
sección de la barra absorbente 20 presenta un diámetro ligeramente
inferior al diámetro del canal de guiado inicial 16b del que se ha
representado, en forma de una línea discontinua, la sección de la
superficie de apoyo inicial en estado nuevo.
En el caso de una barra absorbente cuyo diámetro
esté cercano a 10 mm, el canal de guiado correspondiente presenta
un diámetro algo superior a 11 mm. En el transcurso del
funcionamiento del reactor nuclear, en el caso de un canal de
guiado de una funda de un tubo de guiado de los equipos internos
situado hacia el exterior del núcleo frente a una llegada del agua
de refrigeración del reactor, la barra absorbente 20 es placada
hacia el interior del canal de guiado 16b, como se ha representado
en la figura 10, y produce un desgaste de la pared del canal de
guiado hacia el interior del tubo de guiado. La barra absorbente 20
ocupa una posición 20' desfasada hacia el interior con relación a
su posición inicial impuesta por el canal de guiado 16b.
Simultáneamente, la superficie de desgaste que es análoga a un
rodaje produce un mejor placaje de la barra absorbente contra la
superficie interior del canal de guiado. El aumento de la superficie
de contacto entre la barra absorbente y el canal de guiado se
traduce por un incremento del roce y, por lo tanto, en caso de
recaída de las barras de comando, por un incremento del tiempo de
caída de la barra de comando que incluye barras absorbentes tales
como la barra 20' en contacto con su superficie de desgaste.
Se admite generalmente que no se debe sobrepasar
un desgaste en la dirección diametral dirigida hacia el interior
superior a 2 mm.
Cuando se alcanza dicho desgaste, es posible
bien sustituir el tubo de guiado que incluye canales de guiado que
presentan el desgaste máximo, bien aplicar el procedimiento de la
invención, realizando un mecanizado 21b en forma de tramos de
cilindro hacia el interior del tubo de guiado. Se realiza por
ejemplo un mecanizado para obtener dos tramos de superficie
cilíndrica que ensanchan la superficie interior del canal de guiado,
cuyo radio está cercano a 5,5 mm. Después de que se haya realizado
el mecanizado según la invención, la barra absorbente no está ya en
contacto con una superficie de desgaste que incrementa el roce. Se
restaura así el tiempo de caída de la barra de comando.
La restauración del tiempo de caída de conjuntos
de comando mediante el procedimiento de la invención puede
aplicarse efectuando un mecanizado de los canales de guiado de los
tubos de guiado mediante un utillaje tal como el representado en
las figuras 11 a 17.
En la figura 11, se ha representado un
dispositivo 22 que permite aplicar el procedimiento de la invención
mediante mecanizado por electro-erosión de los
canales de guiado de tubos de guiado de los equipos internos
superiores de un reactor nuclear de agua a presión.
El dispositivo 22 se aplica en el interior de la
piscina del reactor, bajo el agua, reposando los equipos internos
superiores de los que se ha representado la placa superior de núcleo
6 en un puesto de intervención sobre los equipos internos
superiores en el fondo de la piscina del reactor.
Previamente a la aplicación del procedimiento de
la invención, tras la parada y enfriamiento del reactor nuclear, se
desmonta la tapa de la cuba y se deposita en un puesto de examen y
reparación en el fondo de la piscina del reactor.
Se recogen los equipos internos superiores que
están depositados en el puesto de intervención reservado a los
equipos internos superiores en el fondo de la piscina, que puede
incluir elevadores.
En esta posición de almacenamiento, la placa
superior de núcleo 6 se encuentra a cierta distancia por encima del
fondo de la piscina, para que se puede intervenir en los equipos
internos superiores, por ejemplo para introducir una herramienta,
tal como la herramienta 22, en un tubo de guiado cualquiera de los
equipos internos superiores, por la parte inferior de la placa
superior de núcleo 6 que es atravesada por aberturas, generalmente
de forma cuadrada, a nivel de cada uno de los ensamblajes de
combustible, en especial a nivel de cada uno de los ensamblajes de
combustible en los que se desplaza un conjunto de ajuste de
reactividad.
El desplazamiento del utillaje por debajo de los
equipos internos superiores para su implantación en un tubo de
guiado cualquiera de los equipos internos superiores se realiza
utilizando un carro 23 que puede desplazarse por el fondo de la
piscina en dos direcciones perpendiculares entre sí, para poder
presentar un utillaje tal como el utillaje 22, a la vertical de una
abertura cualquiera que atraviesa la placa superior de núcleo 6.
El dispositivo 22 utilizado para la aplicación
del procedimiento de la invención mediante mecanizado por
electro-erosión incluye una envuelta externa 24 de
forma tubular sobre cuya superficie exterior están fijados, en tres
emplazamientos sucesivos según la dirección axial de la envuelta
24, tres juegos 25 de cuatro aletas de guiado tales como 25a, 25b y
25c dispuestos según planos axiales de la envuelta tubular 24 de la
herramienta 22 formando entre sí ángulos de 90º. Según el número de
zonas a mecanizar según la longitud de guiado continuo, el
dispositivo 22 puede incluir un número correspondiente de juegos de
aletas 20 cualquiera, por ejemplo dos juegos o más.
Para realizar el mecanizado mediante
electro-erosión en el interior de los elementos de
guiado continuo de un tubo guía como el representado en la figura
7, se introduce la herramienta 22 en la dirección axial 15 del tubo
de guiado en el que se realiza el mecanizado de los guiados
continuos y en una disposición coaxial al tubo de guiado, por
ejemplo utilizando un medio de elevación fijado a un pomo de
prensión 26 fijado al extremo superior de la envuelta 24 de la
herramienta 22.
La herramienta 22 puede desplazarse en el
interior del tubo de guiado 8, para que su envuelta tubular se
desplaza en el interior del espacio libre central del tubo de
guiado, introduciéndose y desplazándose las aletas de guiado de los
juegos de aletas 25 en el interior de los elementos de guiado
continuo constituidos por la funda 16 o en la prolongación radial
hacia el interior, de las ranuras de abertura de los tubos de guiado
17.
Las aletas de guiado tales como 25a, 25b y 25c
de un juego de aletas están dispuestas, por lo tanto, para poder
ser introducidas simultáneamente en cuatro fundas de guiado continuo
16 dispuestas a 90º alrededor del eje 15 del tubo de guiado o en la
prolongación interna de la ranura de cuatro tubos hendidos 17 que
pueden estar dispuestos asimismo a 90º uno de otro alrededor del
eje 15 del tubo de guiado.
En realidad, es necesario utilizar herramientas
22 de tres tipos distintos.
Una de las herramientas se utilizará para el
mecanizado de los canales de guiado de cuatro fundas de guiado 16
dispuestas a 90º unas de otras, la segunda herramienta se utilizará
para realizar el mecanizado de los canales de guiado de las otras
cuatro fundas del tubo de guiado dispuestas a 90º unas de otras, y
la tercera herramienta se utilizará para realizar el mecanizado de
cuatro tubos hendidos 17 simultáneamente. En efecto, la distancia
radial de los canales de guiado hasta el eje del tubo de guiado es
distinta para el primer conjunto de fundas 16 a 90º y para el
segundo conjunto de fundas 16. Por lo tanto, no es posible utilizar
la misma herramienta haciéndola girar 45º para efectuar
sucesivamente el mecanizado del primer conjunto de fundas y del
segundo conjunto de fundas del tubo de guiado. Por el contrario, es
posible utilizar la misma herramienta para efectuar sucesivamente
el mecanizado de un primer conjunto de cuatro tubos hendidos
dispuestos a 90º unos de otros y de un segundo conjunto de tubos
hendidos dispuestos asimismo a 90º unos de otros.
Asimismo, sería posible prever el uso de una
herramienta 22 que incluyera tres conjuntos de ocho aletas de
guiado que permitiera realizar simultáneamente el
re-mecanizado de los ocho tubos hendidos del tubo de
guiado.
Cada una de las aletas de guiado tales como 25a,
25b y 25c asegura, como se describirá más adelante, el guiado de un
soporte de electrodo al que están fijados dos electrodos de
mecanizado por electro-erosión de ensanchamientos
cilíndricos en los canales de guiado continuo de un tubo de guiado
de los equipos internos superiores.
En el caso del re-mecanizado de
cuatro fundas de guiado, se efectúa simultáneamente, en el interior
de los ocho canales de guiado de las cuatro fundas de guiado,
veinticuatro mecanizados en zonas espaciadas según la longitud
axial de los canales de guiado, utilizando veinticuatro electrodos
de forma adaptada.
El dispositivo 22 de la invención incluye
asimismo unos medios que permiten realizar simultáneamente el avance
de los veinticuatro electrodos de mecanizado mediante
electro-erosión, realizándose dicho avance hacia el
interior de los canales de guiado, en dirección al eje 15 del tubo
de guiado.
Los medios utilizados para realizar
simultáneamente el avance de los veinticuatro electrodos de
mecanizado mediante electro-erosión (en el caso de
una funda de guiado en particular) incluyen una varilla de comando
27 dispuesta según el eje de la envuelta tubular 24 de la
herramienta 22 y móvil según dicho eje para realizar el movimiento
de avance de los electrodos.
La varilla de comando 27 está unida, por su
extremo situado en la parte inferior bajo la placa superior de
núcleo 6 con la herramienta 22 en posición de servicio, a un medio
de desplazamiento 28, tal como un gato, montado sobre una cabeza 29
de la herramienta 22 solidaria de un soporte 30 al que está fijado,
a nivel de una abertura de par en par, el extremo inferior de la
envuelta tubular 24 de la herramienta 22.
Como se explicará más adelante con referencia a
la figura 16, la varilla de comando 27 incluye tramos tubulares a
los que están unidas unas crucetas de accionamiento 31, cada una
intercalada entre dos tramos tubulares sucesivos de la varilla de
comando 27. Las tres crucetas de accionamiento 31 están dispuestas
cada una sensiblemente frente a un conjunto 25 de cuatro aletas de
guiado, para poder efectuar simultáneamente el accionamiento de
cuatro porta-electrodos guiados por las aletas de
guiado.
En la figura 12, se ha representado una cruceta
31 móvil en el interior del cuerpo tubular 24 de la herramienta 22,
para asegurar simultáneamente el avance de cuatro
porta-electrodos montados móviles en la dirección
radial, en el interior de una abertura de una aleta de guiado que
se introduce en la abertura central 16a de una funda de guiado
16.
La cruceta 31 incluye cuatro ramas a 90º para
accionar simultáneamente los porta-electrodos
montados móviles en cuatro aletas a 90º de un juego de aletas de
guiado 25 de la herramienta 22.
Cada una de las ramas de la cruceta 31 está
realizada en forma de una horquilla en la que está montado un eje
de comando 32.
Como se puede observar en las figuras 13 y 14,
dado que cada porta-electrodos 33 tiene
sensiblemente la forma de una placa plana, incluye dos ramas 33a y
33b paralelas entre sí, situadas a cada lado de una abertura 34 en
la que están fijados, en disposiciones paralelas, dos electrodos
35.
El porta-electrodos 33 incluye
medios que permiten realizar el montaje y la sustitución de los
electrodos 35 después de cierto tiempo de utilización.
El porta-electrodos 33 incluye,
montadas en cada una de sus ramas 33a y 33b, del lado externo con
relación a la cavidad 34, unas correderas respectivas 36a y 36b de
un material aislante de la electricidad.
Las correderas 33a y 33b están montadas
deslizantes en unas correderas de guiado 36a y 36b montadas
apretadas en el marco 25 y situadas a cada lado de la abertura de
la aleta de guiado 25 en la que se guía el
porta-electrodos 33. El
porta-electrodos 33 queda así montado móvil en la
dirección radial de la aleta correspondiente 25, es decir en la
dirección longitudinal del espacio central 16a de la funda 16 que
une los canales de guiado 16b y 16c de la funda 16 en la que se
introduce la aleta de guiado 25.
Como se observa en la figura 13, el soporte de
electrodo 33 incluye en una parte de extremo interno, en la
prolongación de las ramas 33a y 33b, una abertura 40 rectilínea y
ligeramente inclinada con relación al eje longitudinal común a la
varilla de comando 27 y a la herramienta 22. La ranura 40 presenta
una anchura sensiblemente igual al diámetro del eje de
accionamiento 32 de una de las ramas de la cruceta 31. En los
desplazamientos en un sentido u otro de la cruceta 31 según la
dirección axial de la herramienta aplicada en una disposición
coaxial en el interior del tubo de guiado, el eje de accionamiento
32 produce un desplazamiento del porta-electrodos
33 bien hacia el interior, es decir en dirección al eje longitudinal
de la herramienta 22, o hacia el exterior, es decir en la dirección
opuesta.
En el caso de una ranura 40 ligeramente
inclinada hacia el exterior de abajo a arriba, como se muestra en
las figuras 13 y 16, un desplazamiento hacia la parte superior de la
varilla de comando 27 y de las crucetas 31 produce un
desplazamiento hacia el interior del
porta-electrodos y de los electrodos. Se realiza el
re-mecanizado de los canales de guiado durante un
desplazamiento hacia el interior del
porta-electrodos 33 y los electrodos 35.
Como se puede observar en la figura 16, cada una
de las crucetas 31 lleva dos conjuntos de dos sistemas de retroceso
mediante pistones y muelle 39, para asegurar cada uno el retroceso
de dos porta-electrodos dispuestos a 180º uno del
otro, hacia el exterior, cuando se desplaza la varilla de comando 27
y la cruceta 31 hacia abajo.
Cada uno de los dispositivos de retroceso 39
incluye un muelle helicoidal 41 y dos pistones 42 y 42' montados
móviles en cavidades mecanizadas en la cruceta 31 en la prolongación
una de otra y dirigidas cada una hacia la parte de extremo de un
porta-electrodos 33, para que los pistones 42 y 42'
entran en contacto con la parte de extremo de los
porta-electrodos 33 para asegurar el retroceso de
los porta-electrodos hacia el exterior, mediante
empuje.
En la figura 17, se ha representado un
porta-electrodos 33 en el que están montados dos
electrodos 35 que permiten mecanizar simultáneamente
ensanchamientos delimitados mediante tramos de superficie
cilíndrica, en el interior de dos canales de una funda de guiado 16
de los equipos internos superiores.
Cada uno de los conjuntos de aletas 25 de una
herramienta utilizado para asegurar el ensanchamiento de los
canales de guiado de cuatro fundas de guiado 16 incluye unos medios
de guiado de cuatro porta-electrodos que son
accionados simultáneamente por una cruceta.
El re-mecanizado de un tubo de
guiado para restaurar el tiempo de caída del conjunto de ajuste
guiado en el interior del tubo puede realizarse por lo tanto para
rápida y automática.
Sin embargo, para realizar el
re-mecanizado de un tubo de guiado, es necesario
emplear sucesivamente tres utillajes 22 distintos para llevar a
cabo la intervención en dos conjuntos de fundas 16 a 90º y en los
tubos hendidos 17.
El procedimiento de la invención permite por lo
tanto restaurar el tiempo de caída de conjuntos de comando sin
desmontar ni sustituir los tubos de guiado de los equipos internos
superiores.
Durante una parada del reactor nuclear, tras su
enfriamiento, se llena la piscina del reactor y se abre la tapa,
para poder extraer los equipos internos superiores de la cuba y
depositarlos en su puesto de almacenamiento en la piscina.
Se efectúa un control de la geometría y las
dimensiones de los canales de guiado, especialmente de los canales
de guiado continuo, para evaluar el desgaste de los canales y
preparar la intervención según el procedimiento de la invención. Se
conocen dispositivos que permiten realizar el control del conjunto
de canales de guiado de un tubo de guiado de los equipos internos
superiores, en piscina.
Tras haber colocado los equipos internos
superiores en su puesto de almacenamiento, en el fondo de la
piscina, se realiza, empleando un dispositivo de control del tipo
conocido, una relación de la geometría de los canales de guiado
continuo de los tubos de guiado de los equipos internos superiores.
Se determina así si es necesario emplear el procedimiento de la
invención y en qué tubos de guiado de los equipos internos
superiores debe emplearse.
Por lo tanto, se pueden limitar las operaciones
de intervención para ensanchamiento de los canales de guiado, a los
tubos de guiado en los que son necesarias dichas operaciones.
A continuación, se utiliza el carro elevador
porta-herramientas que coloca en posición el soporte
30 contra la placa superior de núcleo 6a y que circula en el fondo
de la piscina por debajo del puesto de almacenamiento, así como un
polipasto para intervenir por la parte superior de los equipos
internos superiores y asegurar la elevación del dispositivo de
mecanizado en el interior de cada uno de los tubos de guiado.
Se realiza la colocación del dispositivo de
mecanizado, sucesivamente en cada uno de los tubos de guiado a
mecanizar.
Durante el mecanizado mediante
electro-erosión, las partículas de metal
desprendidas mediante electro-erosión caen hacia la
parte inferior de los equipos internos superiores y atraviesan la
placa superior de núcleo por la abertura en la que se ha
introducido la herramienta 22.
Como se observa en la figura 11, se puede fijar
al soporte 30 de la herramienta 22 una caja de recuperación de
desechos 43 que incluye una junta 44 de aplicación estanca contra la
cara inferior de la placa tubular 6, alrededor de la abertura paso.
Se recuperan los desechos metálicos por medio de un tubo de
aspiración 45 de gran caudal.
Una escasa proporción de los desechos cae en el
interior del cuerpo tubular 24 de la herramienta 22 para ser
recuperada mediante aspiración gracias a un conducto de aspiración
de escaso caudal 46.
En la figura 15, se ha representado una variante
de realización de los medios de recuperación y filtrado de las
partículas formada por el mecanizado de un tubo de guiado 8 cuya
parte inferior está fijada a la placa superior de núcleo, alrededor
de la abertura por la que se hace penetrar la herramienta de
mecanizado mediante electro-erosión en el interior
del tubo de guiado.
El dispositivo incluye un cárter de recuperación
47 fijado para estanca al agua en el interior de la abertura de par
en par de la placa superior de núcleo 6. El cárter de recuperación
47 está unido a un circuito de filtración que incluye una bomba 48
y un filtro 49. El agua que sale del filtro se elimina, como se
representa mediante la flecha 50.
La invención no se limita estrictamente al modo
de realización que se ha descrito.
Por ello, se pueden efectuar operaciones de
ensanchamiento de canales de guiado continuo de tubos de guiado de
equipos internos superiores mediante métodos de mecanizado distintos
del mecanizado mediante electro-erosión.
Por ejemplo, se puede prever el empleo de los
métodos de mecanizado electro-químico con un
electrolito a base de litio que es compatible con los aditivos del
agua de refrigeración del reactor nuclear. Sin embargo, generalmente
no es posible emplear un procedimiento de mecanizado mediante
electro-química en los equipos internos superiores
dispuestos en su puesto de almacenamiento en piscina y sin
desmontar.
Para emplear un procedimiento de ensanchamiento
de los canales de guiado continuo de tubos de guiado mediante el
mecanizado por electro-química, se desmonta la parte
inferior de guiado continuo de los tubos de guiado y se coloca
dicha parte inferior del tubo de guiado en un carcaj que rodea por
lo menos la parte superior del guiado continuo. Se coloca el carcaj
para recubrir una cuba de mecanizado mediante
electro-química situada bajo el agua, en la
piscina, a proximidad del puesto de almacenamiento de los equipos
internos superiores. Se puede realizar así el mecanizado mediante
electro-química de los canales de guiado continuo
del tubo de guiado. Asimismo, es posible utilizar la misma técnica
para efectuar el mecanizado mediante electro-erosión
de los canales de guiado continuo, tras el desmontaje del tubo de
guiado.
Asimismo, es posible emplear otros métodos de
mecanizado tales como mecanizados mecánicos, que pueden llevarse a
cabo bajo el agua, en la piscina del reactor nuclear.
Asimismo, es posible emplear la técnica de
ensanchamiento de los canales de guiado continuo ya utilizada en
los equipos internos nuevos, es decir un ensanchamiento mediante
expansión hidráulica.
En lugar de realizar ensanchamientos en zonas
discontinuas delimitadas por superficies cilíndricas no coaxiales a
los canales de guiado, habiéndose designado dichas zonas con el
término "cubetas", se pueden realizar, mediante mecanizado o
conformado, ensanchamientos discontinuos anulares coaxiales a los
canales con forma de gargantas, o ensanchamientos continuos en
forma de ranuras helicoidales en el interior de los canales de
guiado continuo del tubo de guiado.
Se puede utilizar simultáneamente el
ensanchamiento de un conjunto de canales de guiado de un tubo de
guiado mediante mecanizado o conformado en más de tres zonas de
cada canal siguiendo su longitud o sólo en dos zonas. Cuando se
utilizan electrodos de mecanizado, por ejemplo mediante
electro-erosión, se puede realizar el avance
simultáneo de los electrodos en el transcurso del mecanizado,
desplazando simultáneamente porta-electrodos en los
que están fijados uno o varios electrodos.
Para general, el ensanchamiento interno de los
canales de guiado continuo puede realizarse mediante cualquier
procedimiento de conformación o mecanizado que permita incrementar
la sección disponible para las barras absorbentes en el interior
del guiado continuo del tubo de guiado.
Debido a la sustitución de los conjuntos de
comando en el interior de los tubos de guiado de los equipos
internos superiores en frente de las entradas de agua de
refrigeración en la cuba del reactor, algunos canales de guiado
continuo de los tubos de guiado experimentan un desgaste hacia el
interior del tubo de guiado, y otros tubos hacia el exterior del
tubo de guiado. Sin embargo, un re-mecanizado del
lado interno de los canales de guiado continuo permite reducir el
tiempo de caída de dichos conjuntos de ajuste mediante el
ensanchamiento del paso de las barras absorbentes, en los canales
de guiado.
La invención se aplica para general a cualquier
reactor nuclear refrigerado por agua, que incluya conjuntos de
ajuste de la reactividad del núcleo del reactor nuclear que pueden
introducirse en posición de inserción máxima en el núcleo del
reactor mediante caída por efecto de la gravedad, a través de los
tubos de guiado que incluyan canales de guiado continuo.
Claims (17)
1. Procedimiento de restauración del tiempo de
caída de por lo menos un conjunto de comando (8) de ajuste de la
reactividad en el núcleo (2) de un reactor nuclear refrigerado
mediante agua ligera que incluye, por encima del núcleo (2)
constituido por ensamblajes de combustible (3) yuxtapuestos,
colocados en una cuba (1) del reactor nuclear y con unos tubos guía
(12) para el guiado de barras absorbentes (20) del conjunto de
ajuste, dispuestos verticalmente, de equipos internos superiores
(5) que reposan en la parte superior de los ensamblajes de
combustible (3) del núcleo (2), por medio de una placa superior de
núcleo (6) en una disposición horizontal e incluyendo un conjunto
de tubos de guiado verticales (8), cada uno utilizado para el guiado
de un conjunto de comando constituido por un haz de barras
absorbentes (20, 20') paralelas entre sí y que incluyen una
pluralidad de canales de guiado (16b, 16c, 17) de las barras
absorbentes (20, 20') paralelos entre sí situados en la alineación
axial de los tubos guía (12) de un ensamblaje de combustible (3) y
que incluye una parte de extremo próxima a la placa superior de
núcleo (6) realizada en forma de un canal de guiado continuo (16b,
16c, 17), caracterizado por el hecho de que se realiza, en
una piscina del reactor nuclear que ha sido parado y enfriado
después de un período de funcionamiento, en por lo menos un tubo de
guiado (8) de los equipos internos superiores (5) activados, un
ensanchamiento de los canales de guiado (16b, 16c, 17) del tubo de
guiado (8), en por lo menos una zona de los canales de guiado
continuo (16b, 16c,17).
2. Procedimiento, según la reivindicación 1,
caracterizado por el hecho de que se realiza el
ensanchamiento de los canales de guiado del por lo menos un tubo de
guiado (8) de los equipos internos superiores (5) del reactor, en
los equipos internos en estado no desmontado y colocados en un
puesto de examen y reparación, en la piscina del reactor.
3. Procedimiento, según una cualquiera de las
reivindicaciones 1 y 2, caracterizado por el hecho de que se
realiza el ensanchamiento de los canales de guiado (16b, 16c, 17)
mediante uno de los siguientes procedimientos: mecanizado mediante
electro-erosión, mecanizado mecánico, conformación
hidráulica.
4. Procedimiento, según la reivindicación 1,
caracterizado por el hecho de que se desmonta por lo menos el
tubo de guiado (8) de los equipos internos superiores (5) y que se
realiza el mecanizado en la parte inferior de guiado continuo del
tubo de guiado (8) bajo el agua, en una zona de mecanizado, en el
interior de la piscina del reactor.
5. Procedimiento, según la reivindicación 4,
caracterizado por el hecho de que se realiza el
ensanchamiento mediante mecanizado de los canales de guiado
continuo (16b, 16c, 17), con uno de los siguientes procedimientos:
mecanizado mediante electro-erosión, mecanizado
mediante electro-química, mecanizado mecánico,
conformación hidráulica.
6. Procedimiento, según una cualquiera de las
reivindicaciones 1 a 5, caracterizado por el hecho de que se
realiza un ensanchamiento discontinuo de los canales de guiado (16b,
16c, 17) del tubo de guiado (8), en forma de zonas ensanchadas que
incluyen paredes cilíndricas no coaxiales a los canales de guiado,
denominadas cubetas.
7. Procedimiento, según una cualquiera de las
reivindicaciones 1 a 5, caracterizado por el hecho de que se
realiza un ensanchamiento mediante mecanizado en zonas anulares
discontinuas coaxiales a los canales de guiado, en forma de
gargantas.
8. Procedimiento, según una cualquiera de las
reivindicaciones 1 a 5, caracterizado por el hecho de que se
realiza un ensanchamiento de los canales de guiado (16b, 16c, 17)
mediante mecanizado de por lo menos una ranura helicoidal continua,
según cada canal de guiado continuo (16b, 16c, 17).
9. Procedimiento, según la reivindicación 6,
caracterizado por el hecho de que se realizan, en el interior
de cada uno de los canales de guiado continuo (16b, 16c) tres
ensanchamientos espaciados según la dirección axial del canal de
guiado continuo (16b, 16c, 17).
10. Procedimiento, según una cualquiera de las
reivindicaciones 1 a 9, caracterizado por el hecho de que se
realiza, para simultánea, el ensanchamiento de un conjunto de
canales de guiado continuo (16b, 16c, 17) del tubo de guiado (18),
en por lo menos dos zonas según la longitud de cada unos de los
canales de guiado continuo (16b, 16c, 17).
11. Dispositivo de restauración del tiempo de
caída de por lo menos un conjunto de comando (8) de ajuste de la
reactividad en el núcleo (2) de un reactor nuclear refrigerado
mediante agua ligera que incluye, por encima del núcleo (2)
constituido por ensamblajes de combustible (3) yuxtapuestos,
colocados en una cuba (1) del reactor nuclear y con unos tubos guía
(12) para el guiado de barras absorbentes (20) del conjunto de
ajuste, dispuestos verticalmente, de los equipos internos
superiores (5) que reposan en la parte superior de los ensamblajes
de combustible (3) del núcleo (2), por medio de una placa superior
de núcleo (6) en una disposición horizontal e incluyendo un
conjunto de tubos de guiado verticales (8), cada uno utilizado para
el guiado de un conjunto de comando constituido por un haz de
barras absorbentes (20, 20') paralelas entre sí y que incluyen una
pluralidad de canales de guiado (16b, 16c, 17) de las barras
absorbentes (20, 20') paralelos entre sí situados en la alineación
axial de los tubos guía (12) de un ensamblaje de combustible (3) y
que incluye una parte de extremo próxima a la placa superior de
núcleo (6) realizada en forma de un canal de guiado continuo (16b,
16c, 17), caracterizado por el hecho de que incluye una
herramienta de mecanizado (22) y unos medios (23, 26) para situar e
introducir la herramienta de mecanizado (22) en el interior del
canal de guiado continuo (16b, 16c, 17) del tubo de guiado (8) de
los equipos internos superiores (5) en una posición de mecanizado y
unos medios de comando a distancia de medios de mecanizado (35)
para realizar el ensanchamiento de los canales de guiado (16b, 16c,
17) del tubo de guiado (8) en por lo menos una zona del canal de
guiado continuo (16b, 16c, 17).
12. Dispositivo, según la reivindicación 11,
caracterizado por el hecho de que la herramienta de
mecanizado (22) es una herramienta de mecanizado por
electro-erosión que incluye un cuerpo tubular (24)
en cuya superficie exterior están fijadas aletas de guiado (25a,
25b) de por lo menos un electrodo de electro-erosión
(35) en una dirección radial perpendicular al eje del cuerpo
tubular (24) de la herramienta (22) situada en una disposición
coaxial al interior del tubo de guiado y que los medios de comando
de la herramienta de mecanizado por electro-erosión
(22) incluyen una varilla de comando (27) montada móvil en la
dirección axial del cuerpo tubular (24) de la herramienta (22) en
la que está fijado por lo menos un medio (31) de desplazamiento de
la dirección radial del por lo menos un electrodo (35) de
electro-erosión, para realizar un desplazamiento
radial del electrodo de electro-erosión (35) y
asegurar el avance de mecanizado mediante
electro-erosión, durante la realización del
ensanchamiento del canal de guiado continuo (16b, 16c, 17) del tubo
de guiado (18).
13. Dispositivo, según la reivindicación 12,
caracterizado por el hecho de que el por lo menos un
electrodo (35) de mecanizado mediante
electro-erosión se fija en un
porta-electrodo (33) que incluye una abertura
rectilínea inclinada con relación al eje del cuerpo tubular (24) de
la herramienta (22) y que el medio de accionamiento (31) de la
varilla de comando (27) incluye por lo menos un eje de accionamiento
(32) móvil en la dirección axial de la herramienta (22) introducido
en la abertura (40) del soporte de electrodo (33).
14. Dispositivo, según una cualquiera de las
reivindicaciones 12 y 13, caracterizado por el hecho de que
la herramienta (22) incluye por lo menos dos conjuntos (25) de
aletas de guiado (25a, 25b, 25c) espaciados uno de otro según la
dirección axial del cuerpo tubular de la herramienta (22), en cada
uno de los cuales está montado móvil, en la dirección radial, por
lo menos un electrodo (35) de mecanizado por
electro-erosión.
15. Dispositivo, según la reivindicación 14,
caracterizado por el hecho de que cada uno de los conjuntos
(25) de aletas de guiado (25a, 25b, 25c) de la herramienta (22)
incluye cuatro aletas de guiado (25a, 25b, 25c) dispuestas según
planos axiales de la herramienta (22) formando entre sí unos ángulos
de 90º, permitiendo cada una de las aletas de guiado (25a, 25b,
25c) de cada uno de los conjuntos (25) el guiado de dos electrodos
(35) paralelos entre ellos portados por un mismo soporte de
electrodo (33), para que se pueda realizar el ensanchamiento
simultáneo de por lo menos ocho canales de guiado continuo (16b,
16c, 17) en por lo menos dos zonas y preferiblemente tres zonas
espaciadas según la longitud de los canales de guiado continuo (16b,
16c, 17).
16. Dispositivo, según una cualquiera de las
reivindicaciones 11 a 15, caracterizado por el hecho de que
incluye además de los medios (23, 26) de implantación de la
herramienta (22), en el interior de la piscina del reactor, en el
interior de un canal de guiado cualquiera (8) unos equipos internos
superiores (5) depositados en un puesto de control y reparación en
la piscina del reactor.
17. Dispositivo, según la reivindicación 16,
caracterizado por el hecho de que los medios de implantación
de la herramienta (2) en el tubo de guiado (8) de los equipos
internos superiores (5) incluyen un carro elevador (23) móvil en el
fondo de la piscina del reactor y un medio de elevación (26) de la
herramienta (22) según la dirección axial vertical (15) del tubo de
guiado (8).
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| FR0107811A FR2826172B1 (fr) | 2001-06-14 | 2001-06-14 | Procede et dispositif de restauration du temps de chute d'au moins une grappe de commande de reglage de la reactivite dans le coeur d'un reacteur nucleaire refroidi par de l'eau legere |
| FR0107811 | 2001-06-14 |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| ES2268060T3 true ES2268060T3 (es) | 2007-03-16 |
Family
ID=8864322
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| ES02747492T Expired - Lifetime ES2268060T3 (es) | 2001-06-14 | 2002-05-31 | Procedimiento y dispositivo de restauracion de tiempos de caida por lo menos un conjunto de comando de ajuste de la reactividad en el nucleode un reactor nuclear refrigerado por agua ligera. |
Country Status (9)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US6865242B2 (es) |
| EP (1) | EP1399925B1 (es) |
| CN (1) | CN1249729C (es) |
| AT (1) | ATE334466T1 (es) |
| DE (1) | DE60213410D1 (es) |
| ES (1) | ES2268060T3 (es) |
| FR (1) | FR2826172B1 (es) |
| WO (1) | WO2002103707A1 (es) |
| ZA (1) | ZA200309147B (es) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN119289725A (zh) * | 2024-11-01 | 2025-01-10 | 江苏格陵兰传热科技有限公司 | 卧式管壳式冷凝器 |
Families Citing this family (31)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US8549748B2 (en) | 2008-07-25 | 2013-10-08 | Babcock & Wilcox Canada Ltd. | Tube support system for nuclear steam generators |
| US8572847B2 (en) | 2008-07-25 | 2013-11-05 | Babcock & Wilcox Canada Ltd. | Tube support system for nuclear steam generators |
| US8599988B2 (en) * | 2010-03-24 | 2013-12-03 | Westinghouse Electric Company Llc | Control rod transfer device |
| US9336910B2 (en) | 2010-10-07 | 2016-05-10 | Bwxt Nuclear Energy, Inc. | Control rod/control rod drive mechanism couplings |
| US9378853B2 (en) * | 2010-10-21 | 2016-06-28 | Bwxt Nuclear Energy, Inc. | Support structure for a control rod assembly of a nuclear reactor |
| CN102543227B (zh) * | 2010-12-15 | 2014-07-02 | 中国核动力研究设计院 | 放射性屏蔽热室燃料元件高温起泡试验装置 |
| US9985488B2 (en) | 2011-07-22 | 2018-05-29 | RWXT Nuclear Operations Group, Inc. | Environmentally robust electromagnets and electric motors employing same for use in nuclear reactors |
| US9558855B2 (en) | 2011-11-10 | 2017-01-31 | Bwxt Nuclear Energy, Inc. | Pressurized water reactor with upper plenum including cross-flow blocking weir |
| US9406406B2 (en) | 2011-12-12 | 2016-08-02 | Bwxt Nuclear Energy, Inc. | Control rod with outer hafnium skin |
| US9620250B2 (en) | 2012-02-02 | 2017-04-11 | Bwxt Nuclear Energy, Inc. | Spacer grid |
| CN102708935B (zh) * | 2012-03-23 | 2015-10-14 | 中广核工程有限公司 | 核电站模拟控制棒组件 |
| US10102933B2 (en) | 2012-04-13 | 2018-10-16 | Bwxt Mpower, Inc. | Control rod assembly impact limiter |
| US10124472B2 (en) | 2012-04-16 | 2018-11-13 | Bwxt Mpower, Inc. | Lower end fitting locknut for nuclear fuel assembly |
| CA2870926C (en) | 2012-04-17 | 2021-03-09 | Babcock & Wilcox Mpower, Inc. | Lower end fitting locating pins |
| US9378852B2 (en) | 2012-04-17 | 2016-06-28 | Bwxt Mpower, Inc. | Spacer grids for nuclear reactor |
| EP2839471B1 (en) | 2012-04-17 | 2017-11-08 | Babcock & Wilcox MPower Inc. | Riser transition element for compact nuclear reactor |
| WO2013158491A1 (en) | 2012-04-17 | 2013-10-24 | Babcock & Wilcox Mpower, Inc. | Suspended upper internals for compact nuclear reactor including a mid-hanger plate |
| US10529457B2 (en) | 2012-04-17 | 2020-01-07 | Bwxt Mpower, Inc. | Defense in depth safety paradigm for nuclear reactor |
| CA2870654C (en) | 2012-04-17 | 2020-08-25 | Babcock & Wilcox Mpower, Inc. | Integral pressurized water reactor with compact upper internals assembly |
| US9972407B2 (en) | 2012-04-17 | 2018-05-15 | Bwxt Mpower, Inc. | Small modular reactor fuel assembly |
| WO2013158498A1 (en) | 2012-04-17 | 2013-10-24 | Babcock & Wilcox Mpower, Inc. | Suspended upper internals for compact nuclear reactor including a lower hanger plate |
| US10102932B2 (en) | 2012-04-17 | 2018-10-16 | Bwxt Mpower, Inc. | Power distribution plate for powering internal control rod drive mechanism (CRDM) units |
| WO2013165669A1 (en) | 2012-04-17 | 2013-11-07 | Babcock & Wilcox Mpower, Inc. | Suspended upper internals with tie rod couplings for compact nuclear reactor |
| US9881701B2 (en) | 2012-04-17 | 2018-01-30 | Bwxt Mpower, Inc. | Spacer grids with springs having improved robustness |
| US10096388B2 (en) | 2013-03-15 | 2018-10-09 | Bwxt Mpower, Inc. | Extruded guide frame and manufacturing methods thereof |
| CA3066042A1 (en) * | 2017-06-23 | 2018-12-27 | Candu Energy Inc. | System and method for aligning nuclear reactor tubes and end fittings using tube geometry |
| RU2696619C1 (ru) * | 2018-09-25 | 2019-08-05 | Акционерное Общество "Атомэнергопроект" | Устройство локализации расплава активной зоны ядерного реактора |
| CN110085332B (zh) * | 2019-04-25 | 2024-08-09 | 中广核研究院有限公司 | 一种反应堆控制棒束的导向装置 |
| CN111933314B (zh) * | 2020-08-07 | 2022-05-10 | 上海核工程研究设计院有限公司 | 一种核反应堆非能动停堆装置 |
| CN112420222B (zh) * | 2020-11-19 | 2022-02-11 | 中国核动力研究设计院 | 一种堆芯燃料组件的控制棒布置方法及控制棒组件 |
| CN114038584B (zh) * | 2021-09-26 | 2024-05-10 | 中广核研究院有限公司 | 反应堆控制系统、控制棒重置系统及方法 |
Family Cites Families (15)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2516691A1 (fr) * | 1981-11-13 | 1983-05-20 | Framatome Sa | Dispositif de guidage d'une grappe de controle de reacteur nucleaire |
| FR2517869B1 (fr) * | 1981-12-04 | 1986-08-08 | Framatome Sa | Dispositif d'arret complementaire pour un reacteur nucleaire sous-modere |
| JPS58223090A (ja) * | 1982-06-19 | 1983-12-24 | 原子燃料工業株式会社 | 核燃料集合体 |
| FR2531563A1 (fr) * | 1982-08-06 | 1984-02-10 | Framatome Sa | Procede de remplacement des broches de guidage d'un tube-guide faisant partie des equipements internes superieurs d'un reacteur nucleaire a eau sous pression et dispositif correspondant |
| DE3430384A1 (de) * | 1984-08-17 | 1986-02-20 | Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim | Verfahren und vorrichtung zum elektropolieren der innenoberflaeche von u-foermigen waermetauscherrohren |
| JPS6283692A (ja) * | 1985-10-09 | 1987-04-17 | 株式会社東芝 | 高速増殖炉の制御棒駆動機構 |
| JPS6360874A (ja) | 1986-09-02 | 1988-03-16 | Nec Corp | 紙幣入出金装置の紙幣オ−バフロ−処理方式 |
| US5098647A (en) * | 1990-07-16 | 1992-03-24 | Westinghouse Electric Corp. | Guide tube insert assembly for use in a nuclear reactor |
| US5268940A (en) * | 1992-11-02 | 1993-12-07 | The Babcock & Wilcox Company | Reactor upper internals inspection device |
| FR2698206B1 (fr) * | 1992-11-13 | 1995-03-03 | Framatome Sa | Procédé et dispositif de réparation de la surface intérieure d'un adaptateur traversant le couvercle de la cuve d'un réacteur nucléaire. |
| FR2715710B1 (fr) * | 1994-02-03 | 1996-04-12 | Cogema | Dispositif porteur pour des modules d'intervention dans un puits tel qu'un tube dissolveur. |
| US5543599A (en) * | 1994-12-14 | 1996-08-06 | Westinghouse Electric Corporation | Electron discharge machining apparatus and method |
| JP3369037B2 (ja) * | 1996-01-31 | 2003-01-20 | 京進工業株式会社 | 熱交換器のフレア拡管補助具 |
| US5897793A (en) * | 1997-02-24 | 1999-04-27 | General Electric Company | Methods and apparatus for machining a pipe in a nuclear reactor |
| US6266386B1 (en) * | 1999-09-24 | 2001-07-24 | Westinghouse Electric Company Llc | Lower reactor internals up-ending device |
-
2001
- 2001-06-14 FR FR0107811A patent/FR2826172B1/fr not_active Expired - Fee Related
-
2002
- 2002-05-31 CN CNB028117840A patent/CN1249729C/zh not_active Expired - Fee Related
- 2002-05-31 ES ES02747492T patent/ES2268060T3/es not_active Expired - Lifetime
- 2002-05-31 DE DE60213410T patent/DE60213410D1/de not_active Expired - Lifetime
- 2002-05-31 AT AT02747492T patent/ATE334466T1/de not_active IP Right Cessation
- 2002-05-31 US US10/480,466 patent/US6865242B2/en not_active Expired - Lifetime
- 2002-05-31 EP EP02747492A patent/EP1399925B1/fr not_active Expired - Lifetime
- 2002-05-31 WO PCT/FR2002/001853 patent/WO2002103707A1/fr active IP Right Grant
-
2003
- 2003-11-25 ZA ZA200309147A patent/ZA200309147B/xx unknown
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN119289725A (zh) * | 2024-11-01 | 2025-01-10 | 江苏格陵兰传热科技有限公司 | 卧式管壳式冷凝器 |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| FR2826172B1 (fr) | 2003-09-19 |
| ZA200309147B (en) | 2004-06-25 |
| US20040196945A1 (en) | 2004-10-07 |
| WO2002103707A1 (fr) | 2002-12-27 |
| FR2826172A1 (fr) | 2002-12-20 |
| US6865242B2 (en) | 2005-03-08 |
| DE60213410D1 (de) | 2006-09-07 |
| CN1249729C (zh) | 2006-04-05 |
| EP1399925B1 (fr) | 2006-07-26 |
| ATE334466T1 (de) | 2006-08-15 |
| EP1399925A1 (fr) | 2004-03-24 |
| CN1515011A (zh) | 2004-07-21 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| ES2268060T3 (es) | Procedimiento y dispositivo de restauracion de tiempos de caida por lo menos un conjunto de comando de ajuste de la reactividad en el nucleode un reactor nuclear refrigerado por agua ligera. | |
| ES2337772T3 (es) | Tobera de fondo con filtro de residuos con caida de presion reducida para un conjunto combustible de un reactor niclear. | |
| KR100804406B1 (ko) | 이중 냉각 핵연료봉의 상, 하부 봉단마개 | |
| ES2375687T3 (es) | Montaje de retención de componente del núcleo de reactor nuclear. | |
| ES2544245T3 (es) | Conjunto avanzado de control de barras grises | |
| ES2548754T3 (es) | Conjunto separador de combustible nuclear con guía de residuos | |
| US3595748A (en) | Nuclear reactor control device | |
| RU2010116244A (ru) | Ядерный реактор, в частности, бассейнового типа с топливными элементами новой концепции | |
| US20180301231A1 (en) | Apparatus for supporting spent nuclear fuel | |
| FI83823B (fi) | Kaernbraenslepatron. | |
| ES2972853T3 (es) | Boquilla inferior de filtrado de residuos de conjunto de combustible nuclear | |
| ES2368472T3 (es) | Reja de soporte de varillas de combustible nuclear, armazón y ensamblado provistos de dicha reja. | |
| ES2334674T3 (es) | Contera de extremo para ensamblado de combustible de orientacion del flujo de un fluido refrigerante y ensamblado correspondiente. | |
| ES2331892T3 (es) | Parilla de soporte de barras para el ensamblaje de combustible nuclear y ensamblaje correspondiente. | |
| ES2289583T3 (es) | Procedimiento de limitacion de los esfuerzos de fijacion ejercidos sobre un conjunto de combustible de un reactor nuclear y conjunto de combustible. | |
| ES2227854T3 (es) | Rejilla para conjunto de combustible nuclear con resortes de retencion de combustible en diagonal. | |
| ES2641735T3 (es) | Rejilla-separadora con elementos de apoyo en forma de silla de montar y conjunto de combustible nuclear provisto de tal rejilla | |
| ES2384660T3 (es) | Racimo fijo con soporte en forma de araña, núcleo de reactor nuclear de agua a presión correspondiente y conjunto que comprende un elemento de combustible nulear y dicho racimo fijo | |
| KR930005574B1 (ko) | 연료 집합체 | |
| FI82561C (fi) | Med avkylda styrroer foersett braensle- element foer kaernreaktor. | |
| ES2433652T3 (es) | Fijación de rejilla de protección | |
| JP2007232546A (ja) | 流路形成装置、および自然循環型沸騰水型原子炉 | |
| JP4794149B2 (ja) | 炉心を含む原子炉圧力容器内に核燃料集合体を支持するための装置 | |
| KR100918486B1 (ko) | 원통모양의 딤플을 갖는 이물질여과용 지지격자 | |
| KR100927133B1 (ko) | 원통모양의 딤플을 갖는 이물질여과용 지지격자 |