CN105190773A - 一种反应堆堆芯内仪器操纵*** - Google Patents

Abstract

一种反应堆堆芯内仪器操纵***，其中，信号导线被布线成从仪器传感器穿过外护套、穿过反应堆上内部构件从外护套出来，并在离开反应堆容器之前以大体紧紧缠绕的螺旋形围绕外护套。

Description

一种反应堆堆芯内仪器操纵***

相关申请的交叉引用

本申请要求享有2013年4月11日提交的美国专利申请序列号13/860,728的权益，该专利申请在此引入作为参考。

背景技术

1.技术领域

本发明概括来说涉及核反应堆***，尤其是涉及用于这种***的堆芯内仪器，所述堆芯内仪器穿过反应堆压力容器的上内部构件。

2.相关技术

在用于发电的核反应堆例如加压水冷反应堆中，核燃料例如浓缩铀的裂变产生热量，热量传递给流经反应堆堆芯的冷却剂。堆芯包含长形核燃料棒，这些长形核燃料棒彼此邻近地安装在燃料装配结构中，冷却剂流经并流过该燃料装配结构。燃料棒以同延的平行阵列彼此间隔开。在给定燃料棒中的燃料原子核衰变期间释放的中子及其他原子粒子中的一些经过燃料棒之间的空间，撞击在相邻燃料棒中的可裂变物质上，促进核反应和促进堆芯产生热量。

活动控制棒分散在整个堆芯中，以使得能够通过吸收经过燃料棒之间的中子的一部分而控制裂变反应的总速率，否则将促进裂变反应。控制棒一般包括由中子吸收材料制成的长形棒，并且控制棒配合到燃料组件中的纵向开口或引导套管中，所述纵向开口或引导套管平行于燃料棒并在燃料棒之间延伸。控制棒在堆芯中***得越多，致使中子被吸收得越多，从而减缓相邻燃料棒中的裂变过程；收回控制棒，则降低中子吸收的程度，加快核反应的速率，并增大堆芯的功率输出。

为了监测堆芯燃料组件内部的冷却剂温度和中子活动，在过去已经利用了活动式堆芯内仪器，例如活动式中子检测器，所述活动式堆芯内仪器通常从容器底部的穿孔进入堆芯。在过去的几种情形中，容器底部的穿孔处出现泄漏，这带来了大的修理问题。不久便显然希望使所有堆芯内仪器从上方进入堆芯。另外，也已经利用固定式堆芯内中子检测器，其经由反应堆容器的底部进入堆芯并在正常操作期间居留在燃料组件中。除了经由容器底部的穿孔进入的固定式堆芯内仪器之外，还存在经由容器顶部的穿孔进入的固定式堆芯内仪器。在后一构造中，每个堆芯内仪器套管组件被全封闭在由管道构成的引导路径中。该引导路径的下部分向下延伸到燃料组件中。但是，即使是固定式堆芯内中子检测器以及用于监测堆芯内的温度的热电偶组件也得必须在能够接近反应堆堆芯以便燃料更换操作之前从燃料组件抽出。因此，必须提供一种结构，其能够令人满意地引导和保护堆芯内仪器从容器顶部进入并能够减轻泄漏的可能性，同时使得能够接近以便燃料更换。

这些目标对于200兆瓦级的一些小型模块化反应堆设计来说已经变得甚至更富有挑战性，例如WestinghouseElectricCompanyLLC,CranberryTownship,Pennsylvania所提出的小型模块化反应堆设计。小型模块化反应堆是一种集成式加压水冷反应堆，其中所有主回路部件都位于反应堆容器内部。反应堆容器由紧凑的高压防护壳围绕。由于防护壳内的空间有限并且由于集成式加压轻水反应堆的低成本要求，需要最小化辅助***的总数量而不牺牲安全性或功能。例如，与小型模块化反应堆设计相关的紧凑的高压防护壳不允许用于在反应堆容器上方结合其中可以防护所传送的部件的大型可浸空腔。此外，在大多数传统加压水冷反应堆中，堆芯内仪器在更换燃料之前从堆芯收回。这通过破坏主压力边界密封件并拉动仪器穿过导管实现。该过程在带有底部安装的仪器的设备中是简单的，因为导管正好从反应堆容器的底部延伸到位于与反应堆分离的场所中的密封平台。在带有顶部安装的仪器的设备中，该过程由于上内部构件结构而更富有挑战性。这在考虑将顶部安装的仪器用于小型模块化反应堆***的集成式加压水冷反应堆中时变得更加复杂，集成式加压水冷反应堆具有集成地结合在反应堆顶盖封闭件中的加压器和热交换器。顶部安装的仪器在使用通常被称作容器内滞留(in-vesselretention)的严重事故缓解策略的设备中是优选的。这种策略要求反应堆容器的下部分中不存在穿孔。

受让给本申请的受让人的2012年4月27日提交的、发明名称为"InstrumentationandControlPenetrationFlangeforaPressurizedWaterReactor"的美国专利申请序列号13/457,683介绍了一种位于反应堆顶盖封闭件与压力容器凸缘之间的可移除的环形密封环，其用于将线缆从控制棒驱动器和堆芯监测仪器穿过反应堆容器压力挡板布线。受让给本申请的受让人的2013年1月16日提交的、发明名称为"MethodandApparatusforRefuelingaNuclearReactorHavinganInstrumentationPenetrationFlange"的美国专利申请序列13/742,392教导了一种为这种反应堆更换燃料的方法。燃料更换处于大多数停机的关键路径(criticalpath)上，燃料更换是其中的一部分，对于应用操作者来说，任何使燃料更换方法更有效的手段都能够显著降低这种操作的成本。因此，进一步改进以减少从堆芯移除仪器所必需采取的步骤以使之可以从上内部构件移除并暴露燃料组件对于传统反应堆和集成式模块化反应堆来说都是期望的。

在传统反应堆中，堆芯内仪器被包裹在长的不锈钢管(被称作外护套)中，该管的长度典型为30到40英尺(9.1到12.2米)，直径为大约0.375英寸(9.5毫米)。外护套包含仪器和仪器导线。这些导线在仪器的整个长度上延伸，终止于电连接件中的一端部处。仪器、仪器导线、外护套和电连接件的组件被称作堆芯内仪器套管组件。在反应堆中，堆芯内仪器套管组件的其中具有检测器的那个端部从燃料组件的顶部到近乎底部延伸一段距离，在传统组件中，该距离通常在10到12英尺之间(3.05-3.66米)。堆芯内仪器套管组件的非活性端部包含导线，所述导线将信号从检测器传送到电连接件。在现有的应用中，堆芯内仪器套管组件的外护套穿过容器穿孔。在更多最近的设计中，穿孔通常位于反应堆容器的封闭顶盖中，而电连接件位于反应堆外部。

在反应堆燃料更换期间，必须从堆芯移除堆芯内仪器套管组件，以允许燃料重新定位。一些设备设计在反应堆内部具有位于上内部构件的上部分上的仪器格栅装配板，所有堆芯内仪器套管组件都附接于仪器格栅装配板。在燃料更换期间，仪器格栅装配板被提升，所有堆芯内仪器套管组件被同时从反应堆堆芯抽出。其他不具有仪器格栅装配板的设备将每个堆芯内仪器套管组件逐个地抽出一段足够的距离以允许燃料运动。堆芯内仪器套管组件的抽出部分必须由外部装置支撑。使从堆芯抽出堆芯内仪器套管组件所需的步骤数量减少的堆芯内仪器套管组件或上内部构件的任何结构变化将减少关键路径燃料更换时间，并最小化由于不正确操纵错误而损坏堆芯内仪器套管组件的可能性。这在小型集成式模块化反应堆的拥挤环境中尤其如此。

因此，本发明的目标是以最小化将堆芯内仪器套管组件抽出到上内部构件中并从反应堆堆芯上方移除上内部构件所需的步骤数量的方式改进堆芯内仪器套管组件。

本发明进一步的目的是提供一种改进，其将最小化浸没的电连接件需要拆卸的次数。

发明内容

这些目标及其他目标是通过包括具有可移除的上顶盖的压力容器的加压水冷核反应堆实现的，所述上顶盖用于密封地接合压力容器中的上开口。具有轴向尺寸的堆芯被支撑在压力容器内。多个核燃料组件被支撑在堆芯内，其中至少一些燃料组件具有穿过其轴向延伸的至少一个仪器套管。上内部构件组件被支撑在堆芯上方，并具有穿过上内部构件组件支撑的轴向延伸的仪器引导路径，其中每个构造成穿过上内部构件组件接收仪器的仪器套管与仪器引导路径中的一个对准。上内部构件还包括支撑在仪器引导路径上方的仪器格栅装配板，所述仪器格栅装配板可相对于上内部构件的下部分轴向运动。设置至少一个堆芯内仪器套管组件，其穿过仪器引导路径中的对应一个延伸到仪器套管中并可收回到上内部构件组件中。堆芯内仪器套管组件包括下部段和上部段，所述下部段具有传感器区域，信号线缆穿过所述上部段布线，下部段和上部段两者都被包围在外护套内。外护套具有连接至仪器格栅装配板的上部分，信号线缆穿过外护套并围绕外护套外部延伸、然后至少部分地穿过仪器引导路径和穿过从反应堆容器的内部到其外部的通道延伸。优选地，信号线缆盘绕在外护套的上部分的外部周围，并且期望的是，盘绕部采用螺旋弹簧的形式。

在一个实施例中，从压力容器的内部到外部的通道穿过上内部构件组件上的向外延伸的凸缘。优选地，仪器格栅装配板构造成从下位置轴向运动到上位置，仪器引导路径由大体向上延伸至下位置的管状外壳形成。优选地，在后一配置中，位于上位置的仪器格栅装配板在管状外壳上方间隔开。可替代地，管状外壳的上部分构造为伸缩管，所述伸缩管的上部分连接至仪器格栅装配板。

附图说明

结合附图阅读，从下文的优选实施例的描述可以进一步了解本发明，其中：

图1是可以应用本发明的核反应堆的简图；

图2是可以应用本发明的传统加压水冷反应堆容器和内部部件的局部截面图；

图3是传统加压水冷反应堆的一个实施例的上内部构件组件的局部截面图，显示了位于放下位置的伸缩式堆芯内仪器引导管，本发明可以利用这种引导管；

图4是图3所示的上内部构件组件的局部截面图，其中伸缩式堆芯内仪器引导管位于举升位置；

图5是局部剖取的透视图，显示了可以受益于本发明的小型模块化反应堆***；

图6是图5所示的反应堆的放大图；

图7是图5和图6所示的反应堆容器及其内部部件的透视图，其中一部分被切掉以显示内部；

图8是结合所示的本发明的一个实施例的上内部构件结构的示意图，其中仪器格栅装配板位于放下位置；

图9是图8所示的示意图，其中所示的仪器格栅装配板位于举升位置；

图10是反应堆容器的内部的一部分的示意图，显示了本发明的仪器套管组件的另一实施例，其中仪器套管组件的下部分被***到堆芯中；和

图11是图10所示的反应堆容器的部分的示意图，其中仪器套管组件的下部分被部分地从堆芯抽出。

具体实施方式

现在参照附图，图1显示了简化的核反应堆主***，包括具有封闭核堆芯14的封闭顶盖12的大体圆筒形的压力容器10。液态反应堆冷却剂例如水由泵16泵送到容器10内经过堆芯14，在这里，热能被吸收并通过热交换器18(通常被称作蒸汽发生器)排出，在热交换器中，热量被传递给诸如蒸汽驱动涡轮发电机的利用回路(未显示)。然后，反应堆冷却剂通过泵16返回，完成主回路。通常，多个上述回路通过反应堆冷却剂管道20连接至密封的反应堆容器10。

图2中更详细地显示了传统的反应堆设计。如前所述，虽然在图2中没有示出，但是在更早的传统加压水冷反应堆设计中，活动式或固定式堆芯内中子检测器从反应堆底部经由管道进入堆芯，所述管道从容器底部的穿孔延伸到下堆芯板36，在下堆芯板处，所述管道与燃料组件内的仪器管道相配合。此外，在这种传统反应堆设计中，测量堆芯温度的热电偶穿过单个穿孔进入上顶盖12，并通过例如美国专利号3,827,935所示的定位架(yoke)或线缆导管分配至各个独立支撑柱48，并由此分配至两个不同燃料组件。

除由多个平行、竖直地同延的燃料组件22构成的堆芯14之外，为了本描述的目的，其他容器内部结构可以被分成下内部构件24和上内部构件26。在传统设计中，下内部构件起到支撑、对准和引导堆芯部件和仪器以及在容器内引导冷却剂流的作用。上内部构件限制或提供用于燃料组件22(为简单起见，只显示了其中两个)的辅助约束并且支撑和引导仪器和部件例如控制棒28。

在如图2所示的示例性反应堆中，冷却剂通过一个或多个入口喷嘴30进入反应堆容器10，绕堆芯筒32向下流动，然后在下增压室34中180°转向，向上经过下堆芯支撑板36，并经过和围绕燃料组件22，燃料组件承坐在下堆芯支撑板36上。流经堆芯和周围区域38的冷却剂典型流量大，大约为400,000每分钟加仑，流速为大约20英尺每秒(6.1米每秒)。所形成的压降和摩擦力倾向于使燃料组件上升，这种上升运动由包括圆形上堆芯板40的上内部构件限制。离开堆芯14的冷却剂沿着上堆芯板40的下侧流动并向上经过多个穿孔42。然后冷却剂向上流动且径向流过一个或多个出口喷嘴44。

上内部构件26可以由反应堆容器10或容器封闭顶盖12支撑，并且该上内部构件包括上支撑组件46，该上支撑组件还被称作上支撑板。载荷在上支撑板46与上堆芯板40之间主要通过多个支撑柱48传递。支撑柱在选定的燃料组件22和上堆芯板40中的穿孔42上方对准，以提供通向中心定位于每个燃料组件内的轴向长形仪器管道的入口，仪器管道与燃料组件的控制棒引导套管同延。

典型包括驱动轴50和中子吸收棒的辐盘组件的可直线运动的控制棒28被控制棒引导管54引导穿过上内部构件26并进入对准的燃料组件22中。引导管固定地连结至上支撑组件46并通过被强制进给到上堆芯板40的顶部中的开口销连接。

图3提供了上内部构件组件的放大图，从该图可以清楚地看到，从顶盖12穿过上内部构件组件延伸到上堆芯板40下方的堆芯中的控制棒被控制棒引导管54和控制棒引导管伸出部88大体在整个距离上引导。但是，被引导穿过支撑柱48的堆芯内仪器仅在反应堆堆芯的高度上方于上堆芯板40与上支撑组件46之间接收支撑。在上支撑组件46与顶盖12之间保持一段相当大的距离，一旦堆芯内仪器被从堆芯抽出，堆芯内仪器就暴露在该距离上。

在图3所示的传统实施例中，仪器中的一些或全部穿过反应堆顶盖12的一个或多个穿孔布线。该现有的实施例对较早的反应堆模型提供了结构性改进，以对堆芯内仪器套管组件52在其抽出位置提供支撑，在该抽出位置，堆芯内仪器套管组件在上支撑板46上方延伸。在该现有的实施例中，支撑柱48设置有滑动套筒60，所述滑动套筒可从支撑柱48的上部分62延伸到上支撑板46上方的区域中，以在从燃料组件22抽出堆芯内仪器套管组件52以获得通向堆芯的入口时支撑堆芯内仪器套管组件。在诸如由WestinghouseElectricCompanyLLC,CranberryTownship,Pennsylvania提供的的反应堆中，将堆芯内仪器套管组件52举升到上堆芯板40的中间平面所需的抽出长度典型大于支撑柱48的高度，所述支撑柱使堆芯内仪器套管组件52的高度辐射的上部分暴露于上支撑板46上方，从而不被引导并且潜在地受到损坏。典型地，在设计中，堆芯内仪器套管组件52需要举升大约185英寸(470cm)。滑动套筒60设计成延伸以支撑上支撑板46上方的堆芯内仪器套管组件52的暴露区域。仪器格栅装配板53附接至滑动套筒60的上端部并由销58引导且通过摆动夹具90固定在上位置。图3显示了位于下位置的仪器格栅组件53，图4显示了位于上位置的仪器格栅组件53，用以将堆芯内仪器套管组件从堆芯举升出来。该现有的实施例更全面地描述在2010年6月17日公开的美国专利公开号2010/0150294中。

图5和图6示出了小型模块化反应堆的示意图，该小型模块化反应堆更全面地描述在2012年4月27日提交的发明名称为"InstrumentationandControlPenetrationFlangeforPressurizedWaterReactor"的美国专利申请序列号13/457,683中。图5显示了局部剖取以显示压力容器及其内部部件的透视图。图6是图5所示的压力容器的放大图。加压器56被集成到图5和图6所示的集成式模块化反应堆的反应堆容器顶盖的上部分中，消除了单独部件的需要，常见的一种加压器包括在每个加压水冷核反应堆***中，不管回路数量如何(尽管图1中没有示出)，都用于保持***中的压力。应当明白，在几幅图中，对应的部件采用相同的参考符号。热段立管64将主冷却剂从堆芯14引导至蒸汽发生器18，该蒸汽发生器围绕热段立管64。若干冷却剂泵16围绕反应堆容器10轴向间隔在靠近上内部构件26的上端部的高度处。反应堆冷却剂泵16为水平安装的轴流全密封式电动泵。反应堆堆芯14和上内部构件26除了尺寸之外大体与之前有关图1和图2所描述的对应部件相同。根据上文，显然，不能容易地利用用于从上内部部件到反应堆外部布线线缆的传统装置。一些小型模块化反应堆设计还需要向内部部件供给电力，例如控制棒驱动机构、反应堆冷却剂泵和加压器加热器。2012年4月27日提交的发明名称为"InstrumentationandControlPenetrationFlangeforPressurizedWaterReactor"的美国专利申请序列号13/457,683描述了一种通过环66的用于所有反应堆穿孔、包括电力的可选的位置，所述环被夹持在上反应堆容器封闭凸缘68与下反应堆容器封闭凸缘70之间(图5和图6)。穿孔凸缘66提供了设备燃料更换操作期间反应堆容器拆卸和重新组装的便利装置，并且允许检查与维修容器内部件。在下面的说明书中，下文要求保护的本发明的优选实施例将在特定小型集成式反应堆设计的背景下描述，但是，应当认识到，本发明的新颖性元素可以应用于其他反应堆，包括传统的加压水冷反应堆，不管这些反应堆是否具有类似的设计限制。

图7显示了反应堆容器10及其内部部件，所述内部部件包括下内部构件24和上内部构件26，下内部构件包括堆芯14，上内部构件26包括控制棒引导管、驱动棒外壳54和控制棒驱动机构(CRDM)。环形穿孔凸缘密封件66具有径向延伸的端口72，公用导管74穿过所述端口传输电力、仪器信号、控制信号或液压流体到压力容器的内部或者从压力容器的内部传输至其外部。来自本发明的优选实施例中的堆芯内仪器的信号线缆将通过这些公用导管传送。虽然穿孔穿过凸缘66的配置将随着特定反应堆设计的要求而变化，但是，在之前引用的专利申请序列号13/457,683中描述的小型模块化反应堆内部设计中，轴向通道定位成朝向穿孔密封环66的内径，以允许来自蒸汽发生器18的冷却剂回流经过穿孔66。通过参照2012年6月13日提交的发明名称为"PressurizedWaterReactorCompactSteamGenerator"的共同未决的美国专利申请序列号13/495,050，可以更好地理解在此所述的小型模块化集成式反应堆的操作。

本发明提供了对典型监测堆芯功率和堆芯冷却剂离开温度的堆芯内仪器套管组件的改进。这种改进减少了在燃料更换操作期间需要执行的电气线缆水下断开和重新连接的数量；该过程是困难的并且耗时。图8和图9显示了结合本发明的一个实施例的上内部构件的示意图。依照本发明的堆芯内仪器套管组件构造成两个单独的部段，下部段100和上部段76。下部段具有传统配置中形成的所有有源传感器并配合在堆芯内的燃料组件中的仪器套管内。下部段的上部分终止于电连接件102。上部段76仍具有外护套78，但是信号导线80穿过外护套78延伸，并形成为围绕外护套78的较大的盘簧82，该盘簧的直径为大约8英寸(20.32cm)，长度为大约50英寸(127cm)。上部段的其余部分容置以传统方式布线的较直(不盘绕)的信号导线，该信号导线大体上向下一直延伸到仪器套管组件52的下部段100。电信号导线82的盘绕部分围绕外护套78缠绕并向下延伸至穿孔凸缘66内的公用端口72并穿过该公用端口。堆芯内仪器套管组件52的上部段76的两端都具有电连接件。上部段76仅包含仪器导线并且本质上是用于堆芯内仪器套管组件的伸出绳索(cord)。堆芯内仪器套管组件52的上部段76的下部分连接至电连接件102的互补部分，该互补部分与位于堆芯内仪器套管组件52的下部段100上的电连接件102的配合部分相联接，下部段具有以传统配置容置在不锈钢外护套内的检测器和仪器信号线。

图8显示了容置在保护管84内的堆芯内仪器套管组件的上部段76，所述保护管向上延伸正好到仪器格栅装配板86的下方。仪器格栅装配板86可在图8所示的下位置与图9所示的上位置之间轴向运动并在板提升引导件92上行进。仪器格栅组件提升装置94具有轴向延伸的腿部96，腿部搁置在穿孔凸缘66上，并利用腿部来举升和放下仪器格栅装配板86，所述仪器格栅装配板附接至堆芯内仪器套管组件52的上部段76的上部分中的每个，从而将每个堆芯内仪器套管组件52同时地举升出堆芯和同时地放下到堆芯中。

图9显示了上内部构件26的示意图，仪器格栅装配板86被举升在上位置，离开外护套上部分的信号导线80以紧密螺旋缠绕在外护套周围，所述紧密螺旋大体上从外护套78的顶部延伸到保护管84内，在这里，信号导线通过穿孔凸缘66离开反应堆容器。也可以在穿孔凸缘外部设置电连接件98，用以连接将信号传送至控制室的线缆。但是，应当明白，依照本发明，当穿孔凸缘66在燃料更换停机期间运动到其存储位置时，穿孔凸缘外部的信号线缆和连接件将与穿孔凸缘一起行进，因此不存在断开以促进燃料更换过程的理由。***中存在其他的远离反应堆的电断开，所述电断开允许穿孔凸缘与设备电线断开，以便移动穿孔凸缘。在现有的设备中存在两种进出下内部构件所需的断开，在此构思下，对此目的而言仅一种断开是必需的。左保护管84上所示的轴向延伸的点线100表示从堆芯被举升的堆芯内仪器套管组件的下部段100，该下部段通过电连接件102连接至上部分76。一旦堆芯内仪器套管组件已经被举升至上位置，就可以从堆芯移除上内部构件26，以暴露燃料组件以便更换燃料。

因而，依照本发明，堆芯内仪器套管组件的上部段76与有源检测器部段100之间的电连接件102作为燃料更换过程的一部分不必断开，除非必须要替换下部段，这是很少发生的。这给***带来了如下优点。堆芯内仪器套管组件的两部段76和100之间的电连接件102在设备燃料更换期间保持连结，不需要进行水下断开。堆芯内仪器套管组件的盘绕部段允许仪器格栅装配板86充分被举升(大约10英尺(3.05米))，以在不用断开连接件的情况下从燃料移除所有堆芯内仪器套管组件；当举升仪器板86时，堆芯内仪器套管组件的盘绕部伸长。相反，在现有设备中，电连接件在反应堆容器外部，必须要断开才允许拆卸反应堆部件以便进行设备燃料更换。这种改进的配置既消除了执行这种操作所需的关键路径时间和工作量，又消除了设备工人为了实现电连接件装配和拆卸所遭受的辐射暴露。在现有反应堆设计中，保护装置(子弹形鼻件)必须安装在拆卸下来的电连接件上，因为在燃料更换活动期间，这些电连接件通常被存储在水中。子弹形鼻件用来保护堆芯内仪器套管组件的电连接件，并用来在移除或安装反应堆封闭顶盖时引导堆芯内仪器套管组件穿过顶盖。下文要求保护的发明既消除了电连接件保护的需要和执行这种操作所需的关键路径时间和工作量，又消除了设备工人为了实现电连接件装配和拆卸所遭受的辐射暴露。堆芯内仪器套管组件的上部段的一个电连接件在反应堆外部。本发明的优点在于，该电连接件还可以保持连结至位于容器外部的仪器电线。该外部电线典型地安装在封闭顶盖提升装置结构上，正常情况下必须与容器中的堆芯内仪器套管组件仪器断开。本发明既消除了进行这种操作所需的关键路径时间和工作量，又消除了设备工人为了实现电连接件装配和拆卸所遭受的辐射暴露。此外，在现有的设备中，仪器引导管安装至反应堆的某一内部结构。一些设备具有复杂的仪器格栅装配板(典型地，直径为10到12英尺(3.05-3.67米))，所有仪器引导管都安装在该仪器格栅装配板上。某些设备沿着各个独立的仪器引导管穿过上内部构件布线，并将这些仪器引导管附接至其他结构。堆芯内仪器套管组件被***到这些引导管中，这些引导管将每个堆芯内仪器套管组件从顶盖穿孔引导至要监测的特定燃料组件。取决于设备的大小和设计，在一***中典型存在30到60个堆芯内仪器套管组件。本发明消除了仪器引导管。仪器线缆本身硬连接到设备的上内部构件上，所以，在燃料更换期间无需从上内部构件抽出仪器线缆，而是可以与上内部构件一起移除。

在初始设备装配期间，堆芯内仪器套管组件的上部段76将被半永久地安装到反应堆内部构件上。在正常情况下，上部段在设备的寿命内不必更换，但在必要时进行设置以允许更换。堆芯内仪器套管组件的每个外护套78将紧固到支撑件例如保护管84中，以保护其免受流过设备的高速反应堆冷却剂流影响。堆芯内仪器套管组件的下部段100安装到反应堆内部构件中，然后将联接上部段和下部段的电连接件102。由于在设备操作期间中子相互作用，堆芯内仪器套管组件的下部段100内部的检测器将随着时间推移而变得衰竭，因此在大约十次燃料循环之后，必须更换下部段。因为上部段仅包含导线，所以在设备正常操作状况期间无需更换。

如上所述，在设备燃料更换期间，堆芯内仪器套管组件必须从燃料组件移除，以便允许燃料更换或在反应堆容器内重新定位。依照本发明，所有堆芯内仪器套管组件都连接至仪器格栅装配板86。由图8和图9中的参考符号94示意性显示的外部提升装置用来从反应堆容器移除上内部构件，该外部提升装置也附接至仪器格栅装配板86并将其举升至足够的高度以从燃料拉出堆芯内仪器套管组件(图9)。仪器板86被锁定在举升位置。然后，提升装置94使上内部构件和被举升的仪器格栅装配板运动至存储位置以允许进行燃料运动活动。这种提升装置的例子描述在2013年1月15日提交的发明名称为"ApparatusandMethodforRemovingTheUpperInternalsFromaNuclearReactorPressurizedVessel"的美国专利申请序列号13/741,737中。

通过使用将堆芯内仪器套管组件从燃料引出或将堆芯内仪器套管组件引回燃料中的伸缩引导管防止了堆芯内仪器套管组件的翘曲(Buckling)。伸缩管支撑件以上文所引入的美国专利公开号2010/0150294中所述的方式紧固于仪器格栅装配板86。

显然，可以实施仪器套管组件和上内部构件的设计的其他变形而不脱离本发明的意图。图10和图11示出了一种这样的变形，图10显示了被***到堆芯中的仪器套管组件的下部分100，图11显示了同样的配置，其中仪器套管组件大体从堆芯移除。在该实施例中，围绕堆芯内仪器套管组件52的上部段的外护套78的直径大于围绕下部段100的外护套。较大直径的外护套形成了用于缠绕信号导线的更便利的心轴，并且可以收容信号导线的更大延伸长度。在图10和图11所示的实施例中，上部段76的外护套在底部具有径向延伸的圆形唇部104，该圆形唇部在保护管84内引导并中心定位堆芯内仪器组件。信号导线在唇部104的正上方离开护套并螺旋围绕外护套直到容器10穿孔的高度，信号导线穿过该穿孔离开容器。

因此，虽然已经详细描述了本发明的特定实施例，但是，本领域技术人员应当明白，按照本公开内容的总体教导，可以开发这些细节的各种修改和变型。因此，所披露的特定实施例仅仅是说明性的，不是对本发明范围的限制，本发明的范围将由附带的权利要求书及其任何和全部等同的全面外延给出。

Claims (7)

1.一种加压水冷核反应堆，其包括：

压力容器(10)；

用于可密封地接合压力容器(10)中的上开口的能够移除的上顶盖(12)；

具有轴向尺寸的堆芯(14)，所述堆芯被支撑在压力容器(10)内；

被支撑在堆芯(14)内的多个核燃料组件(22)，其中至少一些燃料组件具有穿过其轴向延伸的至少一个仪器套管；

被支撑在堆芯(14)上方的上内部构件组件(26)，所述上内部构件组件具有穿过上内部构件组件支撑的轴向延伸的仪器引导路径(48)，每个构造成穿过上内部构件组件接收仪器的所述仪器套管与仪器引导路径中的一个对准，所述上内部构件组件包括被支撑在仪器引导路径上方的仪器格栅装配板(53)，所述仪器格栅装配板能够相对于上内部构件的下部分轴向运动；和

至少一个堆芯内仪器套管组件(52)，其穿过仪器引导路径(48)中的对应一个延伸到仪器套管中并能够收回到上内部构件组件(26)中，所述堆芯内仪器套管组件包括下部段(100)和上部段(76)，所述下部段具有传感器区域，信号线缆穿过所述上部段布线，下部段和上部段两者都被包围在外护套(78)内，所述外护套具有连接至仪器格栅装配板的上部分，信号线缆(80)至少部分地穿过仪器引导路径(48)、经过且围绕外护套外部并经过从反应堆容器的内部到其外部的通道延伸。

2.如权利要求1所述的加压水冷核反应堆，其中，信号线缆(80)围绕外护套(78)的上部分的外部盘绕。

3.如权利要求2所述的加压水冷核反应堆，其中，盘绕部(82)采用螺旋弹簧的形式。

4.如权利要求1所述的加压水冷核反应堆，其中，从压力容器的内部到外部的通道是位于上内部构件组件(26)上的向外延伸的凸缘(66)。

5.如权利要求1所述的加压水冷核反应堆，其中，仪器格栅装配板(53)构造成从下位置轴向运动到上位置，仪器引导路径(48)由大体向上延伸至下位置的管状外壳形成。

6.如权利要求5所述的加压水冷核反应堆，其中，位于上位置的仪器格栅装配板(53)在管状外壳上方间隔开。

7.如权利要求6所述的加压水冷核反应堆，其中，管状外壳的上部分构造为伸缩管(60)，所述伸缩管的上部分连接至仪器格栅装配板(53)。