[发明专利]用于在核反应堆的容器中以新燃料组件替换已放射燃料组件的设备和方法，以及包括这样的设备的核反应堆

说明书

技术领域

本发明涉及一种用于在核反应堆的容器中以新燃料组件替换已放射燃料组件的设备和方法，以及包括这样的设备的核反应堆。

以下考虑具有钠传热流体的反应堆的示例。但也可以是具有不能与空气接触、且因此必须在栓塞下(更一般地，在掩孔下)操纵的传热流体的任何类型的反应堆。

背景技术

钠冷却核反应堆(SFR)惯常地包括堆芯位于其中的容器。处在堆芯上方的、图1中标记为30的堆芯盖塞或BCC包括控制并符合要求地操作核反应所需的仪器。热量通过借助安装在容器中的泵系统泵送纳(称为主钠)被抽出。热量通过一个或更多个中间交换器传递至中间线路，而后用于在蒸汽发生器中产生蒸汽。然后将该蒸汽传送到透平中，以将该蒸汽转换为机械能，所述机械能本身被转换为电能。中间线路使容器中的主钠可以与蒸汽发生器隔离开，因为一旦蒸汽发生器的管破裂，钠和包含在蒸汽发生器中的水蒸气之间可能会发生激烈反应。因此有两个钠线路：一个称为“主”线路，负责在堆芯和所述中间热量交换器中的一个中间热量交换器之间传递热量；另一个称为“次”线路，负责将热量从热量交换器传递给蒸汽发生器。可以设想除水/蒸汽以外的、将热能转换为电能的其它流体。

钠冷却核反应堆(SFR)具有共有的技术特征。容器由掩板在顶部处密封，以使主钠不与外部空气接触。所有组成部分(交换器、泵、管道等)竖直地穿过该板，以便所述组成部分可以通过该掩板中的穿通孔被拆卸并由提升设备竖直地提高。有两个这样的反应堆的主要族系：回路反应堆和集成型反应堆。在SFR回路反应堆中，中间交换器和主钠泵送系统处在容器外部。相反，在SFR集成型反应堆中，所有中间交换器和主钠泵送装置都处在容器内部，这避免了使主线路离开容器，从而构成一个主要优点。如本说明书结尾处引用的文件【1】中所述，该类型的反应堆在法国“超级凤凰”反应堆中、并在以“欧洲快反应堆”或EFR的名称计划的反应堆中被选中。

在SFR集成型反应堆中，如图1中示意地示出的，主钠穿过堆芯11，以移走产生的热量。在堆芯11的出口处，主钠到达由掩板24密封的反应堆的容器13的区域12(通常称为热收集器)中。称为凸角堡的、形状为圆柱-圆锥的壁15将该热收集器与另一区域14(称为冷收集器)分开。壁15由下部15a和上部15b构成，下部15a围绕堆芯11并具有大致为截头锥的形状，上部15b为圆柱形部分。该中间交换器16由管束构成，所述次钠在所述管束中流动，所述主钠在所述管束之间流动。附图标记28和29为次钠入口管道和出口管道。在该中间交换器16中，次钠进入中央管，穿过交换器，并在分配单元中在交换器的底部处出现(这能向所述管束的所有管供应钠)，并在出口收集器中再次出来。主钠跟随的路径在图1中示意地示为虚线27。主钠通过处在热收集器12内的入口窗17进入每个中间交换器16，将主钠的热量传递给跟随每个中间交换器16的管的次钠，并通过出口窗18自所述中间交换器出来。在冷收集器14中，主钠被泵送装置19抽出并直接传送至处在堆芯11下方的堆芯11的入口。泵送装置19由机电泵构成，所述机电泵的轴贯穿容器13的整个高度明显竖直地延伸，并穿过掩板24。使所述钠在热收集器12和冷收集器14之间在重力下在每个中间交换器16中流动。收集器12、14之间的主钠的驱动负荷Cm校准到约2m的值(相应于冷收集器14的水平21和热收集器12的水平20之间的水平差H)。小于中间交换器16的若干特定交换器25能移走堆芯的衰减功率，所述衰减功率来自在反应堆处于(正常操作)功率下时的核反应期间产生的裂变产物的放射性衰变。这些交换器25仅在反应堆停止时或在一旦发生事故时被启动。主钠的液压路径由实线箭头26图示的热柱和虚线箭头27示出的冷柱构成。

核反应堆配备有主容器，核堆芯处于所述主容器中。该堆芯由几百个燃料组件构成，所述燃料组件可与六角形铅笔相比，所述燃料组件的边为20cm，并且所述燃料组件约4m高。

定期更换这些核燃料组件，已放射的核燃料组件被新的核燃料组件替换。该燃料组件更换操作是在反应堆停机的情况下进行的。因此为了反应堆的可用率，该操作必须尽可能快。

尽管在目前形成法国核发电容量的压水反应堆的情况中，核燃料组件的操纵必须在主容器打开的情况下进行，但是对于钠冷却反应堆的情况，主要由于钠与空气的反应性，所述操纵则必须在主容器封闭的情况下进行。

为了替换核堆芯的已放射核燃料组件，因此使用插入到主容器中的一组机构来进行以下操作：

-抽出要自核堆芯中撤离的已放射核燃料组件，

-将该已放射核燃料组件插入撤离位置，

-撤离所述已放射核燃料组件，

-新燃料组件到达，