用于在核设施的池中升高或降低核燃料组件的装置的制作方法

本发明涉及一种用于在核设施的池中升高或降低核燃料组件的装置，或“升降系统”。本发明还涉及一种用于使用这种装置来检查核燃料组件的密封性的方法，以及一种用于从现有装置获得所述装置的改造方法。

背景技术：

1、核反应堆包括其中布置有多个核燃料组件的容器，这些核燃料组件一起形成核反应堆的堆芯。

2、当反应堆停堆时，通常将核反应堆置于充满水的反应堆井中，该井与至少一个也充满水的储存池连通并用于维护操作。储存池包括用于移动、检验、修理或储存核燃料组件的不同系统。

3、所述池特别是包括升降系统，即适合于将新的核燃料组件从储存池的表面朝向储存池的底部降低的装置。升降系统还用于将核燃料组件升高到接近表面以进行干预。升降系统通常包括适合于容纳核燃料组件并沿两个竖直导轨行进的吊舱。吊舱是穿孔的，以使核燃料组件释放的热量能够消散。

4、每个核燃料组件包括一束核燃料棒，每个核燃料棒都包括两端被封闭并包含核燃料的管状包壳。在操作中，冷却流体沿核燃料组件、更具体地沿其核燃料棒循环通过堆芯。冷却流体将堆芯保持在工作温度，并且还用作核反应的慢化剂。

5、在其运行过程中，核燃料组件的核燃料棒可能表现出密封性缺陷，例如由于棒包壳的刺穿或破裂造成的。这种密封性缺陷可能会使核反应产生的裂变产物逸出。裂变产物与冷却流体混合并可能沉积在形成核反应堆的元件上。

6、通过定期测量冷却流体的放射性来监测核反应堆中装载的核燃料组件中的棒的密封性。气体和碘组分活性的测量用于检测密封性故障，并用于估算受影响的棒的数量、其燃烧速率、其在堆芯中的位置以及缺陷的大小。然而，这些测量无法确定哪个核燃料组件包含具有密封性缺陷的燃料棒。这种确定是通过在反应堆停堆时单独检查可能受到影响的辐照过的核燃料组件来进行的。

7、为了检测辐照过的核燃料组件的可能的密封性缺陷，已知通过啜吸(sipping)进行密封性检查。啜吸在于引起核燃料组件的核燃料棒的内部压力与外部压力相比相对增加，或引起核燃料组件的核燃料棒内流体体积的增加。由于燃料棒内外的压力趋于自然平衡，存在裂变产物从棒的内部到外部的转移。燃料棒内流体的内部压力或体积的相对增加例如是通过引起核燃料组件的温度升高或外部压力降低来获得的。

8、可以在附接于存储池的啜吸小室中进行泄漏啜吸试验。然而，在较旧的核电站中，固定的啜吸小室也是旧的，其维护和操作成本高。

9、作为替代，有时使用可移动的啜吸小室，这些小室在核反应堆的维护操作之前专门安装在池中，然后在维护操作完成后拆除。然而，可移动的啜吸小室的设施和移除有一定的成本。

技术实现思路

1、本发明的目的是降低核燃料组件的泄漏检验的成本，同时保持检验的可靠性。

2、为此，本发明涉及一种用于在核设施的池中升高或降低核燃料组件的装置，所述池旨在容纳水，所述装置包括：

3、-引导系统，其旨在附接于池，以及

4、-吊舱，其限定用于容纳核燃料组件和围绕核燃料组件的水的壳体，所述吊舱被安装成能在平移引导系统上沿旨在基本竖直的方向移动，所述吊舱具有上端，该上端限定适合于从上方将核燃料组件装载到壳体中的通道，

5、-盖子，其能相对于吊舱在工作位置和闲置位置之间移动，在所述工作位置，盖子关闭所述通道，吊舱和盖子与池是水密的，并且壳体适合于容纳气体覆盖层，而在所述闲置位置，盖子使所述通道自由地用于核燃料组件的所述装载，

6、-至少一个取样系统，其适合于提供从壳体中获取的至少一个水样，以及

7、-减压系统，其适合于从壳体中提取气体覆盖层的一部分并降低壳体中的气体覆盖层的压力，盖子处于工作位置。

8、根据其他特定的实施方式，该装置包括单独采用或根据所有技术上可行的组合采用的以下特征中的一个或多个。

9、-减压装置包括真空泵和将真空泵连接到气体覆盖层的管道；

10、-吊舱被配置为在存在啜吸气体的情况下将啜吸气体从核燃料组件引导到气体覆盖层，所述装置包括适合于回收和分析气体覆盖层的一小部分的回收和分析系统；

11、-回收和分析系统适合于将气体覆盖层的所述部分重新注入到壳体中；以及

12、-盖子被安装成易于在吊舱上在工作位置和闲置位置之间旋转。

13、本发明还涉及一种用于使用如上所述的装置通过啜吸来检查核燃料组件的密封性的方法，其包括以下步骤：

14、-将核燃料组件装载到吊舱中，

15、-将盖子从闲置位置移动到工作位置，

16、-通过减压装置提取气体覆盖层的一部分并降低气体覆盖层的压力，以及

17、-从壳体收集至少一个水样。

18、本发明还涉及一种用于获得如上所述的装置的改造方法，其包括：

19、-用所述装置的吊舱替换预先存在的穿孔吊舱，以及

20、-增加所述取样系统和所述减压系统。

技术特征：

1.一种用于在核设施的池(14)中升高或降低核燃料组件(12)的装置(10)，所述池旨在容纳水(16)，所述装置(10)包括：

2.根据权利要求1所述的装置(10)，其中，所述减压装置(34)包括真空泵(62)和将所述真空泵(62)连接到所述气体覆盖层(44)的管道(64)。

3.根据权利要求1或2所述的装置(10)，其中，所述吊舱(22)被配置为在存在啜吸气体(38)的情况下将所述啜吸气体(38)从所述核燃料组件(12)引导到所述气体覆盖层(44)，所述装置(10)包括适合于回收和分析所述气体覆盖层(44)的一小部分的回收和分析系统(36)。

4.根据权利要求3所述的装置(10)，其中，所述回收和分析系统(36)适合于将所述气体覆盖层(44)的所述部分重新注入到所述壳体(24)中。

5.根据权利要求1至5中任一项所述的装置(10)，其中，所述盖子(28)被安装成易于在所述吊舱(22)上在所述工作位置和所述闲置位置之间旋转。

6.一种使用根据权利要求1至5中任一项所述的装置(10)通过啜吸来检查核燃料组件(12)的密封性的方法，其包括以下步骤：

7.一种用于获得根据权利要求1至5中任一项所述的装置(10)的改造方法，其包括：

技术总结本发明涉及一种用于在核设施的池(14)中升高或降低核燃料组件(12)的装置(10)，其包括：‑引导系统(20)；以及‑限定用于容纳核燃料组件和水的壳体(24)的可竖直移动的吊舱(22)；‑可移动的盖子(28)，用于以水密的方式关闭吊舱(22)，壳体(24)包含气体层(44)，或者所述盖子用于允许装载核燃料组件；‑用于提供从壳体中获取的至少一个水样(32)的至少一个取样系统(30)；以及‑用于在盖子关闭时提取气体层中的一些并降低壳体(24)中的压力的减压系统(34)。技术研发人员：扬妮克·洛托,弗兰克·库斯图里耶,埃马纽埃尔·比诺,让-克里斯托夫·巴塞,阿卜杜勒加尼·格迪希受保护的技术使用者：法玛通公司技术研发日：技术公布日：2024/7/29