SE510607C2 - Moderatortanks- och stödplåtsaggregat för tryckvattenkärnreaktor - Google Patents
Moderatortanks- och stödplåtsaggregat för tryckvattenkärnreaktorInfo
- 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
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C13/00—Pressure vessels; Containment vessels; Containment in general
- G21C13/02—Details
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- 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)
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).
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)
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)
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 |
-
1993
- 1993-03-22 US US08/034,988 patent/US5325407A/en not_active Expired - Lifetime
-
1994
- 1994-02-24 SE SE9400644A patent/SE510607C2/sv not_active IP Right Cessation
- 1994-03-16 FR FR9403070A patent/FR2703180B1/fr not_active Expired - Lifetime
- 1994-03-17 CH CH00804/94A patent/CH689240A5/de not_active IP Right Cessation
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 |