用于从核反应堆加压容器移除上部内部构件的装置和方法
【技术领域】
[0001]本发明总体涉及一种用于更换核反应堆燃料的装置和方法，更具体地涉及这样一种用于移除和再安装该反应堆的上部内部构件的设备和方法。
【背景技术】
[0002]压水反应堆具有安装在立式反应堆容器中的大量的细长形的燃料组件。加压的冷却剂循环穿过所述燃料组件以吸收由容置于所述燃料组件中的可裂变材料的核反应所产生的热量。被加压水冷却的这样的核反应堆动力产生系统的一次侧包括封闭回路，所述封闭回路与用于产生有用能量的二次回路隔离并存在换热关系。所述一次侧包括封闭支撑包含裂变材料的多个燃料组件的堆芯内部结构的反应堆容器、热交换蒸汽发生器内的一次回路、用于循环加压水的增压器、泵以及管道的内部容积；所述管道独立地将每一个蒸汽发生器和泵与所述反应堆容器连接。在那种类型的常规核电厂中，所述一次侧的每一个部分包括蒸汽发生器、泵以及与所述反应堆容器以连接形成所述一次侧回路的管道系统。
[0003]为了图示的目的，图1示出了简化的常规核反应堆一次系统，包括大体上圆柱形的压力容器10，该压力容器具有包围核堆芯14的闭合顶盖12。例如水或者含硼水的液体冷却剂借助泵16泵送至容器10中，穿过堆芯14并被排放至换热器18 (通常指的是蒸汽发生器)，在堆芯处热能被吸收，在换热器中热量被传递至应用回路(未示出)，例如蒸汽驱动式涡轮发电机。该反应堆冷却剂接着返回至泵16，完成一次环路。通常，多个上述的环路借助反应堆冷却剂管道20连接至单一反应堆容器10上。
[0004]在图2中更详细地示出了一种示例性常规反应堆设计。除包括有多个平行的、共同竖直延伸的燃料组件22的堆芯14以外，为了说明的目的，其他的容器内部结构可被分成下部内部构件24和上部内部构件26。在常规的设计中，下部内部构件起到支撑、排列和引导堆芯部件和仪表设备的作用，以及在容器内引导流动的作用。上部内部构件约束燃料组件22或者提供了用于燃料组件22的二次约束(仅有两个在图2中简单示出)、支撑和引导仪表设备和例如控制棒28的部件。在图2所示的示例性反应堆中，冷却剂穿过一个或更多个入口接管30进入反应堆容器，向下流过反应堆容器和堆芯吊篮32之间的环形空间，并在下部腔室34中反转180°，向上经过下部支撑板37和燃料组件置于其上的下部芯板36，穿过燃料组件22并围绕燃料组件22。在一些设计中，下部支撑板37和下部芯板36由高度与37相同的下部堆芯支撑板的单一结构所代替。通过堆芯和周围区域38的冷却剂流量在每秒约20英尺的速度通常为大约每分钟400000加仑。所产生的压降和摩擦力趋于导致燃料组件升高，该燃料组件的移动通过包括圆形的上部芯板40的上部内部构件所限制。流出堆芯14的冷却剂沿着上部芯板40的下侧流动并向上穿过多个穿孔42流动。该冷却剂接着向上径向地流到一个或更多个出口接管44。
[0005]上部内部构件26可被容器或容器顶盖支撑并包括上部支撑组件46。载荷主要在上部支撑组件46和上部芯板40之间借助多个支撑柱48传递。每个支撑柱在所选择的燃料组件22和在上部芯板40中的穿孔42上方排列。
[0006]通常包括驱动轴或驱动棒50和中子毒物棒的连接柄组件52在内的直线可动的控制棒28被引导穿过上部内部构件26，并借助控制棒引导管54进入到所对齐的燃料组件22中。该引导管固定地连接至上部支撑组件46和上部芯板40的顶部。支撑柱48的布置有助于在发生事故情况下延缓引导管的变形，该变形对于控制棒的插入能力产生不利的影响。
[0007]为了控制裂变过程，许多控制棒28可在燃料组件22中的位于预定位置的引导套管内往复地移动。具体地，定位在燃料组件的顶部接管上方的控制棒机构支撑多个控制棒。该控制棒机构(也称之为棒束控制组件)具有内部带螺纹的筒形毂构件，其带有多个径向延伸的锚爪或臂以形成之前关于图2所述的连接柄52。以众所周知的方式，每个臂与控制棒28互连，以使得控制棒组件机构72可操作而在燃料组件内的引导套管内竖直地移动控制棒28，从而在与控制棒机构毂所联接的控制棒驱动轴50的原动力下控制燃料组件22中的裂变过程。
[0008]使用轻水反应堆的核电厂要求周期性的停机以更换反应堆的燃料。新的燃料组件传送至核电厂并连同之前已经从反应堆中移出的用过的燃料组件一起暂时地存放在燃料存放建筑中。在更换燃料的停机期间，在反应堆中的一部分燃料组件从反应堆移动至燃料存放建筑中。燃料组件的第二部分从在该反应堆中的一个支撑位置移动至该反应堆中的另一个堆芯支撑位置。新的燃料组件从燃料存放建筑中移动至反应堆中以替代那些已经移出的燃料组件。这些移动依照详细的顺序计划来完成以根据反应堆堆芯设计者所预备的整体更换燃料计划将每个燃料组件布置在特定位置。在常规的反应堆中，接近燃料所需的反应堆内部构件的移除和在反应堆和燃料存放建筑中的乏燃料池之间的新旧燃料的移动在水下执行，从而为电厂维护人员提供屏蔽。这通过提升集成于电厂建筑结构的更换燃料腔体和通道中的水位来完成。大于20英尺的水位为反应堆内部结构和燃料组件的移动提供了屏蔽。
[0009]更换燃料活动经常在使核电厂返回至功率操作状态的关键路径上进行，因此，这些操作的速度对于电厂的所有者来讲是重要的经济上的考虑。此外，电厂配件和燃料组件昂贵且必须小心而不引起因所述燃料组件或燃料转移设备的错误操作而导致的损伤或者不必要的辐射暴露。这些操作的精确度也是重要的，因为所述反应堆堆芯的安全和经济的操作依赖于每个处于其合适位置的燃料组件。典型的压水反应堆需要每18至24个月更换燃料。
[0010]如图1和2所示，采用常规设计的商用发电设备通常为约1100兆瓦以上。最近，西屋电气有限公司已经提出了 200兆瓦的小型模块化反应堆。该小型模块化反应堆是将所有一次环路部件布置在反应堆容器内的整体式压水反应堆。反应堆容器由紧凑的高压外壳所包围。因为该外壳内的有限空间和对整体式加压轻水反应堆的低成本要求，在不牺牲安全性或功能性的情况下，必须最小化辅助系统的整体数量。例如，与一些小型模块化反应堆的设计相关的紧凑的高压外壳不允许大的可注水式腔体结合在反应堆容器上方，所转移的部件在反应堆容器中被屏蔽。
[0011]因此，本发明的一个目的是提供一种特别的搬运设备，其在不向外壳注水的情况移除上部内部构件以允许接近所述燃料组件，同时保护电厂人员和邻近的设备免于辐射的有害影响。
[0012]本发明的进一步的目的是提供还可应用于常规反应堆的这样的设备，其将避免在更换燃料操作期间所述壳体的注水和排水的必要性以及时间和费用。
【发明内容】
[0013]这些和其他的目的通过用于更换反应堆燃料的上部内部构件组件的提升固定装置来实现，所述反应堆具有反应堆容器，反应堆容器带有环绕反应堆容器开口的上部法兰，所述开口通过封闭顶盖上的配套法兰密封。所述反应堆容器包围所述上部内部构件组件，所述上部内部构件组件安置于所述反应堆堆芯内的多个燃料组件上。所述上部内部构件组件包括控制棒组件的驱动棒移动壳体，控制棒组件的驱动棒容置于所述壳体内并且所述驱动棒沿着竖直路径穿过所述壳体移动。所述上部内部构件组件的提升固定装置包括屏蔽板，所述屏蔽板具有一定的尺寸以便当所述屏蔽板被支撑在反应堆容器上部法兰上时覆盖所述反应堆容器内的开口。所述屏蔽板由减少在覆盖所述反应堆容器开口的所述屏蔽板的上方工作的工人的辐射暴露的材料形成