[go: up one dir, main page]

SE510607C2 - Moderatortanks- och stödplåtsaggregat för tryckvattenkärnreaktor - Google Patents

Moderatortanks- och stödplåtsaggregat för tryckvattenkärnreaktor

Info

Publication number
SE510607C2
SE510607C2 SE9400644A SE9400644A SE510607C2 SE 510607 C2 SE510607 C2 SE 510607C2 SE 9400644 A SE9400644 A SE 9400644A SE 9400644 A SE9400644 A SE 9400644A SE 510607 C2 SE510607 C2 SE 510607C2
Authority
SE
Sweden
Prior art keywords
support plate
tank
moderator
reactor
flange
Prior art date
Application number
SE9400644A
Other languages
English (en)
Other versions
SE9400644L (sv
SE9400644D0 (sv
Inventor
David Raphael Forsyth
Bruce Wayne Bevilacqua
Charles Henry Boyd
Gregory Lee Calhoun
Original Assignee
Westinghouse Electric Corp
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Westinghouse Electric Corp filed Critical Westinghouse Electric Corp
Publication of SE9400644D0 publication Critical patent/SE9400644D0/sv
Publication of SE9400644L publication Critical patent/SE9400644L/sv
Publication of SE510607C2 publication Critical patent/SE510607C2/sv

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C13/00Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
    • G21C13/02Details
    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Description

510 607 lägsna tillskottsvärme och minska temperaturen hos de genom- gående rören under drift. Sådana modifieringar skulle vara rätt svåra och dyrbara att använda hos kärnreaktorer, som redan är i drift, beroende pà det förhållandet, att det inre av reaktorns reaktortank, det avtagbara locket och andra interna komponenter är radioaktiva.
Ett ändamål med uppfinningen är därför att åstadkomma ett förbättrat kylsystem och förfarande hos en tryckvattenreaktor inom det område där genomgångsrören innehålles i det avtagbara locket.
Det är ett ytterligare ändamål enligt uppfinningen att åstadkomma ett förbättrat kylsystem och förfarande vid en tryckreaktor, som lätt och säkert kan installeras vid tryck- vattenreaktorer som redan är i drift.
Det är ett ytterligare ändamål med uppfinningen att åstadkomma ett förbättrat kylsystem och förfarande för en tryckreaktor, som kommer att minska potentialen för spännings- korrosionssprickor i mottagliga komponenter hos reaktorn.
Andra och ytterligare ändamål med uppfinningen framgår av följande detaljerade beskrivning och bifogade ritningar och krav.
Man har upptäckt att de föregående ändamàlen kan uppnås genom ett moderator- och stödplàtsaggregat enligt patentkravet l.
Fördelaktiga utföringsformer av ett sådant aggregat anges i patentkraven 2-4.
Fig. 1 är en perspektivny, delvis skuren, av ett typiskt tryckvattenreaktoraggregat_ Eia, 2 och 3 är förstorade, skurna vyer av tva partier utefter omkretsen. hos ett tidigare känt tryckvattenreaktor- aggregat i det omrade, där reaktortanken och det borttagbara locket är bultade samman.
Eig, 4 Qçh 5 är förstorade sektionsvyer av två partier, liknande dem som visas i fig. 2 och 3, utefter omkretsen hos 510 607 3 ett tryckvattenreaktoraggregat, som använder det förbättrade kylsystemet enligt denna uppfinning, vid ett område där reaktortanken och det borttagbara locket är sammanbultade.
Fig. 1 visar de olika komponenterna hos ett typiskt tryckvattenreaktoraggregat, för vilket denna uppfinning är tillämpbar. Reaktoraggregatet består huvudsakligen av en cylindrisk reaktortank 1 av stål med ett borttagbart lock- aggregat 2, vardera försedda med samverkande flänsar, som kan bultas tätt samman medelst ett flertal bultar 3 när reaktorn är i drift. Det borttagbara lockaggregatet 2 är försett med lyftöglor 4 för att medge dess avlägsnande för omladdning av reaktorn och med ett flertal genomgående rör 5 för att upptaga styrstavdrivmekanismen 6 eller fungera som instrumentöppningar för termoelement eller annan styrinstrumentering.
Reaktortanken 1 är försedd med ett inloppsmunstycke 7 för kylvatten, ett utloppsmunstycke 8 för kylvattnet och en cylindrisk kärncylinder 9. Vattenkylmedlet kommer in i reak- tortanken 1 genom inloppsmunstycket 7 och strömmar nedför det ringformade rummet mellan kärncylindern 9 och reaktortankens 1 inre vägg. Kylmedlet riktas sedan uppåt vid bottnen av reak- tortanken 1 och strömmar uppåt genom bränsleelementen 10, en kärnplåt 12 och ut ur tanken 1 genom utloppsmunstycket 8 till den (icke visade) ånggeneratorn. En del av kylmedlet medges även cirkulera runt andra komponenter i reaktoraggregatet inklusive det inre av det borttagbara lockaggregatet 12.
Tankens 1 inre är också försedd med en övre stödplåt 11 i det område, där lockaggregatet 2 förbindes med tanken 1. Den övre stödplåten 11 och en kärnplåt 12 är försedda med ett flertal åtskilda, i linje liggande öppningar för att upptaga de bränsleaggregat och styrstavar, som utgör kärnan och för att upptaga styrstavsmekanismer 6, anordnade på avstånd ovanför kärnan och använda för att höja eller sänka de styrstavar som styr reaktorns drift. Strukturstödpelare 13 användes för att uppbära den övre stödplåten 11 och hålla den i linje med kärnplåten 12.
De ovan beskrivna komponenterna inuti tanken 1 och lock- aggregatet 2 är tillverkade av austenitiskt rostfritt stål, Inconel eller någon zirkoniumlegering. Själva reaktortanken 1 510 607 4 och lockaggregatet 2 tillverkas vanligen av låglegerat kolstål, klätt med austenitiskt rostfritt stål eller Inconel och är byggda enligt ASME-förskrifter för tryckkärl.
Fig. 2 och 3 visar två olika partier längs omkretsen av ett tidigare känt tryckvattenreaktoraggregat i det område, där reaktortanken 1 och det borttagbara lockaggregatet 2 är sammanbultade. Såsom visas i fig. 2 var kärncylindern 9 vid sin övre ände försedd med en cirkulär horisontell fläns 16, som understöder kärncylindern 9 på ett cirkulärt anslag 17 på tankens 1 inre vägg. Den övre stödplåten 11 var placerad vid tankens 1 övre ände på avstånd ovanpå den cirkulära flänsen 16 på kärncylindern 9 medelst en fjäder 18. Ett flertal hål 19 var borrade i kärncylinderflänsen 16 fördelade utefter dess omkrets för att upptaga provtappar 20 gjorda av metall. Provtapparna 20 kunde avlägsnas när locket 2 skruvades loss och det och den övre stödplåten 11 lyftes bort för omladdning. När provtapparna avlägsnades, kunde underhållspersonalen återvinna provkapsy- ler som var monterade på kärncylinderns 9 yttre. Provtapparna utbytes när reaktoraggregatet hopmonteras efter omladdning.
Fig. 3 visar ett andra parti kring omkretsen av kärn- cylinderflänsen 16 hos en tidigare känd tryckvattenreaktor, vid vilket ett flertal lika fördelade, försänkta hål 21 borrats i kärncylinderflänsen 16 för att uppta ett flertal sprutmunstyc- ken 25, vilka riktade kylvatten genom samverkande hål eller mynningar 22, borrade i det yttre partiet hos den övre stöd- plåten 11 för att leda kylvatten upp in i området ovanför den övre stödplåten 11, när den inneslutits av lockaggregatet 2.
Fig. 4 och 5 visar partier av reaktoraggregatet liknande dem, visade i fig. 2 och 3, som visar en tidigare känd reaktor, men fig. 4 och 5 visar ett föredraget utförande enligt denna uppfinning. Såsom visat i fig. 4 och 5 är provtapparna 20 och sprutmunstycken 25 permanent avlägsnade vid detta utförande och kvarlämnar endast hålen eller mynningarna 19, 21 och 22 och skapar ett fyllt rum 23 mellan kärncylinderflänsen 16, fjädern 18, tankens 1 innervägg och den övre stödplåten 11, som sträcker sig hela vägen runt tankens 1 inre periferi. Hålen eller mynningarna 19, 21 och 22 och det fyllda rummet 23 åstadkommer ett organ, genom vilket en ökad mängd kylmedel kan 510 607 cirkuleras genom kärncylinderflänsen 16, det fyllda rummet 23 och den övre stödplåten 11 och in i ett utrymme, som inneslutes av det borttagbara lockaggregatet. Eftersom mynningarna i kärn- cylinderflänsen 16 inte är axiellt i linje med motsvarande mynningar i den övre stödplåten 11, måste kylvattnet strömma cirkulärt i det fyllda rummet tills det når en utloppsmynning 22 i den övre stödplåten 11 och därigenom väsentligt öka kylningen av komponenterna inom detta område. Om så är nöd- vändigt, kan godtyckligt hål eller mynning 19, 21 och 22 ökas i diameter för att medge ökat kylflöde inom detta område.
Denna uppfinning medger att existerande tryckvatten- reaktorer lätt kan modifieras under en rutinomladdning för att i hög grad minska risken för framtida spänningskorrosions- sprickbildning i olika kritiska komponenter hos reaktoraggre- gatet.

Claims (4)

510 607 6
1. Moderator- och stödplàtaggregat för användning i en tryckvattenreaktor, som har ett avtagbart övre lock (2) fäst till reaktortankstommen (1) innefattande: en cylindrisk moderatortank (9) på avstånd frän innervàggen hos nämnda reaktortank och med en cirkulär horisontell fläns (16) vid sin övre ände, som understöder moderatortanken pà en cirkulär ansats (17) hos innervâggen hos nämnda reaktortank, och en cirkulär stödplät (ll) för att understödja styr- stavsaggregat, som innehàlles i nämnda reaktortank och är placerade vid toppen av reaktortanken, åtskilda från nämnda cirkulära fläns hos moderatortanken för att åstadkomma ett ringformigt rum (21) mellan nämnda fläns (16) hos moderatortanken, reaktortankens (1) inre vägg och den cirkulära stödplåten (11); varvid nämnda aggregat k ä n n e t e c k n a s a v ett flertal mynningar (19, 21, 22) i nämnda moderatortankfläns (16) och i nämnda stödplàt (11), varigenom ett kylmedel kan cirkuleras genom moderatortankens fläns (16) och strömma ut i det ringformiga rummet (23) för att cirkulera däri i omkretsled samt därefter strömma ut genom stödplàten (11) och inströmma i det utrymme, som inneslutes av det avtagbara övre locket (2).
2. Moderator- och stödplàtaggregat enligt krav 1, k ä n n e t e c k n a t a v att mynningarna är fördelade runt omkretsen av moderatortankens fläns (16).
3. Moderator- och stödplàtaggregat enligt krav 1, k ä n n e t e c k n a t a v att nägra av mynningarna i moderatortankflänsen (16) är belägna axiellt ur linje med mynningarna i den cirkulära stödplàten (11).
4. Moderator- och stödplàtaggregat enligt krav 1, k ä n n e t e c k n a t a v att stödplàten (11) har ett flertal mynningar och hälles àtskild fràn moderatortanken (9) medelst fjäderorgan (18).
SE9400644A 1993-03-22 1994-02-24 Moderatortanks- och stödplåtsaggregat för tryckvattenkärnreaktor SE510607C2 (sv)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US08/034,988 US5325407A (en) 1993-03-22 1993-03-22 Core barrel and support plate assembly for pressurized water nuclear reactor

Publications (3)

Publication Number Publication Date
SE9400644D0 SE9400644D0 (sv) 1994-02-24
SE9400644L SE9400644L (sv) 1994-09-23
SE510607C2 true SE510607C2 (sv) 1999-06-07

Family

ID=21879919

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SE9400644A SE510607C2 (sv) 1993-03-22 1994-02-24 Moderatortanks- och stödplåtsaggregat för tryckvattenkärnreaktor

Country Status (4)

Country Link
US (1) US5325407A (sv)
CH (1) CH689240A5 (sv)
FR (1) FR2703180B1 (sv)
SE (1) SE510607C2 (sv)

Families Citing this family (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR2750790B1 (fr) * 1996-07-08 1998-11-06 Framatome Sa Reacteur nucleaire comportant une cuve dans laquelle est dispose le coeur du reacteur et procede de refroidissement du coeur du reacteur a l'arret
US6233300B1 (en) * 1998-12-16 2001-05-15 General Electric Company Conical shaped seismic guide pins and mating openings
US20050259709A1 (en) * 2002-05-07 2005-11-24 Cymer, Inc. Systems and methods for implementing an interaction between a laser shaped as a line beam and a film deposited on a substrate
US6888909B2 (en) * 2002-05-03 2005-05-03 Westinghouse Electric Company Llc Reactor pressure vessel
US7277188B2 (en) * 2003-04-29 2007-10-02 Cymer, Inc. Systems and methods for implementing an interaction between a laser shaped as a line beam and a film deposited on a substrate
US7002443B2 (en) * 2003-06-25 2006-02-21 Cymer, Inc. Method and apparatus for cooling magnetic circuit elements
US20060222034A1 (en) * 2005-03-31 2006-10-05 Cymer, Inc. 6 Khz and above gas discharge laser system
US7706424B2 (en) * 2005-09-29 2010-04-27 Cymer, Inc. Gas discharge laser system electrodes and power supply for delivering electrical energy to same
US20070071047A1 (en) * 2005-09-29 2007-03-29 Cymer, Inc. 6K pulse repetition rate and above gas discharge laser system solid state pulse power system improvements
US7679029B2 (en) 2005-10-28 2010-03-16 Cymer, Inc. Systems and methods to shape laser light as a line beam for interaction with a substrate having surface variations
US7317179B2 (en) 2005-10-28 2008-01-08 Cymer, Inc. Systems and methods to shape laser light as a homogeneous line beam for interaction with a film deposited on a substrate
JP5499432B2 (ja) * 2007-10-05 2014-05-21 ソニー株式会社 撮像装置
CN108766593B (zh) * 2018-07-20 2024-08-16 中广核研究院有限公司 一种反应堆压力容器的堆内构件结构

Family Cites Families (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3660231A (en) * 1968-11-26 1972-05-02 Gen Electric Steam cooled nuclear reactor
US4166003A (en) * 1973-03-30 1979-08-28 Westinghouse Electric Corp. Nuclear core and a reflector assembly therefor
US4082608A (en) * 1976-10-14 1978-04-04 Energy, Inc. Cooling of pressurized water nuclear reactor vessels
US4100021A (en) * 1976-10-18 1978-07-11 Westinghouse Electric Corp. Nuclear reactor vessel and internals alignment apparatus
US4097332A (en) * 1976-12-13 1978-06-27 Combustion Engineering, Inc. Holddown structure for a nuclear reactor core
JPS6020182A (ja) * 1983-07-15 1985-02-01 株式会社東芝 シユラウド上部サポ−ト
US4786461A (en) * 1983-09-30 1988-11-22 Westinghouse Electric Corp. Reactor internals hold down spring
US4678623A (en) * 1984-02-03 1987-07-07 Westinghouse Electric Corp. Modular head assembly and method of retrofitting existing nuclear reactor facilities
US5053189A (en) * 1989-10-16 1991-10-01 Westinghouse Electric Corp. System providing improved guidance support with restricted coolant flow for control rods in the upper head plenum of a nuclear reactor
US5217681A (en) * 1991-06-14 1993-06-08 Wedellsborg Bendt W Special enclosure for a pressure vessel

Also Published As

Publication number Publication date
US5325407A (en) 1994-06-28
FR2703180B1 (fr) 1996-08-02
SE9400644L (sv) 1994-09-23
SE9400644D0 (sv) 1994-02-24
FR2703180A1 (fr) 1994-09-30
CH689240A5 (de) 1998-12-31

Similar Documents

Publication Publication Date Title
SE510607C2 (sv) Moderatortanks- och stödplåtsaggregat för tryckvattenkärnreaktor
US4446099A (en) Device for protecting control cluster actuating mechanisms during the testing of a nuclear reactor
US5057270A (en) Instrumentation arrangement for a pressurized water nuclear reactor
DE2143494C3 (de) Druckwasserreaktor
JP2010518402A (ja) 加圧水型原子炉のスカート状整流装置
DE2730124A1 (de) Schnellneutronen-kernreaktor
US5513234A (en) Structural member for nuclear reactor pressure tubes
JPS6153593A (ja) 原子炉冷却材再循環装置
DE4206658A1 (de) Sicherheitseinrichtung gegen ueberdruckversagen eines kernreaktor-druckbehaelters
US4842815A (en) Device for locking a guide ring on a plate having an orifice and its use for a guide tube of a nuclear reactor
US4842813A (en) Nuclear reactor having a longitudinally elongated vessel
DE2227895A1 (de) Druckwasser-Atomreaktor
US4639350A (en) Cover-plug for the core of a fast neutron nuclear reactor
US20140098921A1 (en) Methods and apparatuses for operating and repairing nuclear reactors
US6188741B1 (en) Machined stub tube in a bottom head of a boiling water reactor
US4654185A (en) Deep beam reactor vessel head and nuclear reactor including same
EP1561223B1 (en) Reactor pressure vessel
US5793827A (en) Material surveillance specimen holder for core shroud of boiling water reactor
US6389094B1 (en) Integral forged shroud flange for a boiling water reactor
US5553107A (en) Pressurized water reactor vessel with slotted support columns
US5363421A (en) Control rod guide tube
JP3886654B2 (ja) 加圧水型原子炉の炉心構造
US10128007B2 (en) Chimneys having joinable upper and lower sections where the lower section has internal partitions
US10090071B2 (en) Systems and methods for disposing of one or more radioactive components from nuclear reactors of nuclear plants
JP2025029454A (ja) シンブル集合体および原子炉

Legal Events

Date Code Title Description
NUG Patent has lapsed