CN105679386A - 一种核电安全壳外换料装置 - Google Patents

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郑明光
邱忠明
王煦嘉
廖亮
唐特
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Shanghai Nuclear Engineering Research and Design Institute Co Ltd
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Abstract

本发明提供一种核电安全壳外换料装置，其包括一体化顶盖模块和反应堆压力容器，所述反应堆压力容器的承台上焊接内置钢筒体；所述核电安全壳外换料装置还包括密封容器；所述一体化顶盖模块、反应堆压力容器和内置钢筒体经配置被所述密封容器所包容。本发明提供的核电安全壳外换料装置，极大简化海洋核动力平台换料工艺。

Description

一种核电安全壳外换料装置
技术领域
本发明涉及一种海洋核动力平台的换料装置，具体涉及一种核电安全壳外换料装置。
背景技术
传统的陆地核电站更换燃料时，是在安全壳内部进行的。海洋核动力平台难以在狭小的密封空间内实现换料，因此换料工艺非常复杂。
发明内容
本发明针对现有技术的不足，提出一种核电安全壳外换料装置。
核电安全壳外换料装置包括一体化顶盖模块和反应堆压力容器，所述反应堆压力容器的承台上焊接内置钢筒体；所述核电安全壳外换料装置还包括密封容器；所述一体化顶盖模块、反应堆压力容器和内置钢筒体经配置被所述密封容器所包容。
优选地，所述密封容器选自钢制安全壳、混凝土钢衬里、钢板和混凝土组合结构或海洋核动力平台上的密封船舱。
优选地，所述一体化顶盖模块、反应堆压力容器、内置钢筒体和密封容器中心重合。
优选地，所述密封容器的顶部安装有可拆卸的外置运输通道。
优选地，所述外置运输通道经配置在准备换料时锚固在所述密封容器的上方。
优选地，所述一体化顶盖模块经配置通过外部吊车提升，并沿着所述内置钢筒体向所述外置运输通道升高，直至所述一体化顶盖模块完全位于所述密封容器的上方。
优选地，所述一体化顶盖模块经配置沿换料通道水平移动至存放架以淹没所述外置运输通道，以便取出堆芯燃料组件并将需要更换的乏燃料放置于乏燃料池。
优选地，所述内置钢筒体的截面为圆形。
优选地，所述内置钢筒体包括阀门，所述阀门经配置使所述内置钢筒体的大气环境与所述密封容器的大气环境联通或隔断。
与现有技术相比，本发明具有以下有益效果：
1、本发明提供的核电安全壳外换料装置，适用于包括浮动平台、舰船、潜艇等在内的海洋核动力平台，此外还可以用于常见的陆地核电站。
2、本发明提供的核电安全壳外换料装置，极大简化海洋核动力平台换料工艺。
附图说明
图1为符合本发明优选实施例的核电安全壳外换料装置的示意图。
图2为符合本发明优选实施例的核电安全壳外换料装置换料时的第一状态示意图。
图3符合本发明优选实施例的核电安全壳外换料装置换料时的第二状态示意图。
图4为符合本发明优选实施例的核电安全壳外换料装置的又一角度示意图。
具体实施方式
为使本发明的上述目的、特征和优点能够更加明显易懂，下面结合附图和具体实施方式对本发明作进一步详细的说明。
如图1所示，核电安全壳外换料装置包括一体化顶盖模块1和反应堆压力容器2，所述反应堆压力容器2的承台21上焊接内置钢筒体3；即反应堆压力容器2与内置钢筒体3通过反应堆压力容器的承台21连成整体。所述核电安全壳外换料装置还包括密封容器4；所述一体化顶盖模块1、反应堆压力容器2和内置钢筒体3经配置被所述密封容器4所包容。
优选地，所述密封容器4选自钢制安全壳、混凝土钢衬里、钢板和混凝土组合结构或海洋核动力平台上的各类密封船舱。
优选地，所述一体化顶盖模块1、反应堆压力容器2、内置钢筒体3和密封容器4中心重合。
优选地，所述密封容器4的顶部安装有可拆卸的外置运输通道5。
优选地，所述外置运输通道5经配置在准备换料时锚固在所述密封容器4的上方。
如图2所示，所述一体化顶盖模块经配置通过外部吊车等工具提升，并沿着所述内置钢筒体3向所述外置运输通道5升高，直至所述一体化顶盖模块1完全位于所述密封容器4的上方(如图3所示状态)。
如图4所示，所述一体化顶盖模块1经配置沿换料通道水平移动至存放架以淹没所述外置运输通道5，以便取出堆芯燃料组件7并将需要更换的乏燃料放置于乏燃料池8。
优选地，所述内置钢筒体的截面为圆形，也可为其他任意形状截面。
如图2所示，所述内置钢筒体包括阀门31，所述阀门31经配置使所述内置钢筒体3的大气环境与所述密封容器4的大气环境联通或隔断。
与现有技术相比，本发明具有以下有益效果：
1、本实施例提供的核电安全壳外换料装置，适用于包括浮动平台、舰船、潜艇等在内的海洋核动力平台，此外还可以用于常见的陆地核电站。
2、本实施例提供的核电安全壳外换料装置，极大简化海洋核动力平台换料工艺。
本说明书中各个实施例采用递进的方式描述，每个实施例重点说明的都是与其他实施例的不同之处，各个实施例之间相同相似部分互相参见即可。对于实施例公开的***而言，由于与实施例公开的方法相对应，所以描述的比较简单，相关之处参见方法部分说明即可。
本领域技术人员可以对每个特定的应用来使用不同方法来实现所描述的功能，但是这种实现不应认为超出本发明的范围。
显然，本领域的技术人员可以对发明进行各种改动和变型而不脱离本发明的精神和范围。这样，倘若本发明的这些修改和变型属于本发明权利要求及其等同技术的范围之内，则本发明也意图包括这些改动和变型在内。

Claims (9)

1.一种核电安全壳外换料装置，其特征在于，包括一体化顶盖模块和反应堆压力容器，所述反应堆压力容器的承台上焊接内置钢筒体；所述核电安全壳外换料装置还包括密封容器；所述一体化顶盖模块、反应堆压力容器和内置钢筒体经配置被所述密封容器所包容。
2.如权利要求1所述的核电安全壳外换料装置，其特征在于，所述密封容器选自钢制安全壳、混凝土钢衬里、钢板和混凝土组合结构或海洋核动力平台上的密封船舱。
3.如权利要求1所述的核电安全壳外换料装置，其特征在于，所述一体化顶盖模块、反应堆压力容器、内置钢筒体和密封容器中心重合。
4.如权利要求1所述的核电安全壳外换料装置，其特征在于，所述密封容器的顶部安装有可拆卸的外置运输通道。
5.如权利要求4所述的核电安全壳外换料装置，其特征在于，所述外置运输通道经配置在准备换料时锚固在所述密封容器的上方。
6.如权利要求4所述的核电安全壳外换料装置，其特征在于，所述一体化顶盖模块经配置通过外部吊车提升，并沿着所述内置钢筒体向所述外置运输通道升高，直至所述一体化顶盖模块完全位于所述密封容器的上方。
7.如权利要求4所述的核电安全壳外换料装置，其特征在于，所述一体化顶盖模块经配置沿换料通道水平移动至存放架以淹没所述外置运输通道，以便取出堆芯燃料组件并将需要更换的乏燃料放置于乏燃料池。
8.如权利要求1所述的核电安全壳外换料装置，其特征在于，所述内置钢筒体的截面为圆形。
9.如权利要求1所述的核电安全壳外换料装置，其特征在于，所述内置钢筒体包括阀门，所述阀门经配置使所述内置钢筒体的大气环境与所述密封容器的大气环境联通或隔断。
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