CN101944395A - 核燃料组件支撑栅格 - Google Patents
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Abstract
一种核燃料组件支撑栅格,其由呈蛋箱构造的多个正交布置条带的阵列形成,其中倾斜的后缘和/或前缘设计成通过改变旋涡的相位来打破源自栅格条带边缘的旋涡的相关性以避免条带的谐振。
Description
相关申请
本申请是2009年7月1日申请的申请序列号No.12/495,873的部分继续申请。
技术领域
本发明总体上涉及核反应堆燃料组件并且更具体地涉及采用最小化流致振动的间隔栅格的核燃料组件。
背景技术
在压力下用水冷却的核反应堆发电系统的初级侧包括与用于产生有用能量的次级回路隔离并且与之处于热交换关系的封闭回路。初级侧包括反应堆压力容器,其包封支撑多个包含裂变材料的燃料组件的堆芯内部结构、热交换蒸汽发生器内的初级回路、加压器的内部体积、用于循环加压水的泵和管道;管道将蒸汽发生器和泵中的每一个独立地连接至反应堆压力容器。初级侧的每个部分(包括蒸汽发生器、泵和连接至容器的管道系统)构成初级侧的回路。
为了示出的目的,图1示出了简化的核反应堆初级系统,包括具有包封核堆芯14的封闭头12的大致圆筒形反应堆压力容器10。液体反应堆冷却剂(比如水)由泵16通过堆芯14泵送入容器10,在堆芯处热能被吸收和排放至热交换器18(通常称为蒸汽发生器),在其中热被传输至使用回路(未示出),比如蒸汽驱动的涡轮发电机。反应堆冷却剂然后返回至泵16,完成初级回路。通常,多个上述回路通过反应堆冷却剂管道系统20连接至一单个反应堆压力容器10。
图2中更详细地示出一种示例性的反应堆设计。除了由多个平行、竖向、共同延伸的燃料组件22构成的堆芯14之外,为了本描述的目的,其它容器内部结构能分为下内构件24和上内构件26。在常规设计中,下内构件的作用是支撑、对准以及导向堆芯部件和仪器以及导向容器内的流动。上内构件限制燃料组件22(图2中为了简化仅示出其中两个)或为其提供次级限制,并且支撑和导向仪器和部件,比如控制杆28。在图2所示的示例性反应堆中,冷却剂通过一个或更多个进口喷嘴30进入反应堆压力容器10,向下流动穿过容器和堆芯吊篮(core barrel)32之间的环形空间,在下腔室(lower plenum)34中转向180°,向上穿过燃料组件就座于其上的下支撑板37和堆芯下板36并且通过组件周围。在一些设计中,下支撑板37和堆芯下板36由单个结构(与37具有相同高度的堆芯下支撑板)替换。冷却剂流过堆芯并且包围区域38通常在大约2英尺/秒的速度下为400,000加仑/分钟的量级。所产生的压降和摩擦力倾向于引起燃料组件升高,这种运动受到上内构件(包括圆形堆芯上板40)的限制。离开堆芯40的冷却剂沿着堆芯上板40的下侧流动并且向上通过多个穿孔42。冷却剂然后向上径向地流动至一个或更多个出口喷嘴44。
上内构件26能相对于容器或容器头部被支撑并且包括上支撑组件46。负载在上支撑组件46和堆芯上板40之间(主要通过多个支撑柱48)传递。支撑柱对准于选定燃料组件22和堆芯上板40中的穿孔42上方。
可线性移动的控制杆28(其通常包括驱动轴50和中子毒物杆的星形组件52)由控制杆导管54导向通过上内构件26并进入对准的燃料组件22。导管固定地接合至堆芯上板40的顶部和上支撑组件46。支撑柱48的布置有助于在可能不利地影响控制杆插入能力的意外情况下延缓导管的变形。
图3是总体上用参考符号22标识的燃料组件竖向简化形式的正视图。燃料组件22的类型为用于加压水反应堆并且具有在其下端处包括底部喷嘴58的结构框架。底部喷嘴58在核反应堆的堆芯区域中将燃料组件22支撑在堆芯下板60上(堆芯下板60在图2中用参考符号36表示)。除了底部喷嘴58,燃料组件22的结构框架还包括在其上端的顶部喷嘴62以及若干与上内构件中的导管54对准的导管或导套管84。导管或套管84在底部喷嘴58和顶部62之间纵向地延伸并且在相反两端处与之刚性地附连。
燃料组件22还包括多个沿着套管84轴向地间隔开并安装至套管84的横向栅格64以及由栅格64横向地间隔开并支撑的纵向燃料杆66的有组织阵列。在图4中示出了没有套管84和燃料杆66时栅格64的平面图。套管84穿过标记为96的单元并且燃料杆占据单元94。从图4中能看出,栅格64通常由正交条带86和88的阵列形成,其以蛋箱模式与相邻界面的四个条带交错,从而限定大致方形支撑单元,由此燃料杆66彼此间以横向间隔的关系支撑于单元94中。在很多设计中,起拱部(spring)90和凹坑(dimple)92冲压入构成支撑单元94的条带的相对壁中。起拱部和凹坑径向地延伸入支撑单元并在其间捕获燃料杆66;从而将压力施加于燃料杆覆层上以将杆保持在位。条带86和88的正交阵列在每个条带端部处焊接至相邻条带98以完成栅格结构64。而且,如图3所示,组件22具有定位于其中心、在底部喷嘴58和顶部喷嘴62之间延伸并由它们捕获的仪器管68。利用这种零件布置,燃料组件22形成能便于处理而不会损坏零件组件的一体单元。
如上所述,组件22中燃料杆阵列中的燃料杆66由沿着燃料组件长度间隔开的栅格64保持为彼此间间隔开。每个燃料杆66包括多个核燃料芯块70并且在其相对两端由上端塞72和下端塞74封闭。芯块70以堆叠状态由布置于上端塞72和芯块堆叠的顶部之间的增压弹簧(plenum spring)76保持。由裂变材料组成的燃料芯块70负责形成反应堆的反应动力。包围芯块的覆层用作阻挡层以防止裂变副产品进入冷却剂和进一步污染反应堆系统。
为了控制裂变过程,若干控制杆78可在定位于燃料组件22中的预定位置处的套管84中往复移动。套管位置能在图4中具体地看到,用参考符号96表示,除了被仪器管68占据的中心位置之外。具体地,定位于顶部喷嘴62上方的杆束控制机构80支撑多个控制杆78。控制机构具有带内螺纹的圆筒形轮毂元件82,其具有形成前面关于图2所述的星形的多个径向延伸的锚钩或臂52。每个臂52与控制杆78互连以使得杆控制机构80可操作来在套管84中竖向地移动控制杆从而在结合至控制杆轮毂80的控制杆驱动轴50的动力之下控制燃料组件22中的裂变过程,所有都以公知的方式进行。
如上所述,燃料组件经受超过燃料杆重量的液压力并且从而将显著的力施加于燃料杆和组件上。另外,堆芯中的冷却剂中存在着由于很多栅格的条带的上表面上的混合叶片所引起的显著湍流,这促进热从燃料杆覆层传递至冷却剂。显著的流动力和湍流能产生栅格条带的谐振,这种由于当脱落频率接近条带的固有频率时旋涡脱落同步振动所引起。如果栅格条带和燃料杆之间的相对运动没有限制的话,谐振能引起燃料杆覆层的严重磨损。燃料杆覆层的磨损会导致破坏并将冷却剂暴露于燃料杆内的辐射性副产品。栅格条带谐振的另一潜在问题在于栅格条带中会出现疲劳,引起栅格条带破裂(或对条带的其它损坏)。
因而,期望一种在燃料组件内支撑燃料杆的改进方式,其将更好地抵抗栅格条带的谐振。
发明内容
本发明通过提供一种改进的核燃料组件来实现前述目标,该组件用于在下喷嘴和上喷嘴之间支撑多个细长核燃料杆的间隔的平行阵列。多个改进的支撑栅格在上喷嘴和下喷嘴之间沿着燃料杆的轴向长度串联地布置,至少部分地包封支撑栅格的相应支撑单元内每个燃料杆的圆周的轴向部分以维持燃料杆之间的横向间隔。至少一个支撑栅格包括多个细长的相交条带,它们在包围核燃料杆的每四个相邻条带的相交处限定支撑单元。在四个相邻条带的相交处之间每个条带沿着其细长尺寸的长度形成相应支撑单元的壁,其中包围燃料杆的单元的每个壁具有大体在相应条带的平面中的下前缘和上后缘。前缘和后缘中的至少一个在相邻条带的相交处之间以显著偏离条带细长尺寸轴线角度的角度延伸。
在一个优选实施例中,本发明的改进栅格组件具有以蛋箱布置交错的栅格条带并且优选地相交条带的壁在相交处处于基本上相同高度。期望地,前缘和后缘的偏离角度包括第一角度和第二角度并且下前缘和上后缘从条带之间的相交处分别以第一和第二角度延伸。在一个实施例中,第一和第二角度沿相同方向。在第一个实施例中,第一和第二角度沿相反方向并且在又一个实施例中,第一和第二角度相等。
在另一个优选实施例中,至少一些包围燃料杆的单元的至少一个壁的前缘或后缘的一个或两者在条带之间的第一相交处以第一高度开始并且沿着相应条带的细长尺寸在与相邻条带相交之前延伸至第二高度。期望地,第二高度高于或低于第一高度。在可选实施例中,其中前缘或后缘的一个或两者在与相邻正交条带相交之前从第二高度延伸至第三高度,第三高度不同于第二高度。在一个实施例中,第二高度在前缘上高于第一和第三高度并且第二高度在后缘上低于第一和第三高度。
在另一个实施例中,第二高度位于相邻第二条带的相交处并且第二高度是大于或小于第一高度的一种情况。期望地,前缘或后缘的一个或两者沿着条带的细长尺寸从相邻条带在第三正交条带的相交处延伸至第三高度,其中第三高度是大于或小于第二高度的另一种情况。优选地,第一和第三高度基本上相同。优选地,相邻、相对、平行条带上的前缘或后缘的一个或两者具有相同的波纹模式,但是相对的壁180度异相。
期望地,支撑单元的至少一些壁包括凹坑,凹坑在其下面的壁中具有锯齿开口状的切口,并且优选地凹坑在其改变进入支撑单元的方向的多个角部处是基本上圆化的。在另一个实施例中,支撑单元的至少一些包括在其下面具有锯齿开口状的凹坑的壁还包括锯齿带作为后缘。
在又一个实施例中,前缘、后缘或前缘和后缘两者由支撑单元的壁中的切口形成。词语“切口”在非常一般的意义上用来指代单元壁中的开口而不管其如何形成。切口至少具有朝着第二侧倾斜的第一侧,第一侧和第二侧在底部处用平滑曲线过渡连接。优选地,切口基本上跨过壁的宽度延伸并且在一个实施例中前缘在条带的底缘上方。在支撑单元壁具有突入支撑单元的凹坑或起拱部的情况下,形成前缘的切口形成于条带的底缘与所述凹坑或起拱部之间。
在一个实施例中,切口呈三角形的形式,其在顶部处的相对平坦水平基部并具有圆化下端。优选地,第一侧和第二侧彼此间的角度介于20和160度之间,并且最佳角度介于60和90度之间。在圆化下端处的半径由下端的曲率半径与三角形的深度(高度)的比值定义之下,这个比值优选地介于0.1和0.9之间并且最期望地介于0.5和0.7之间。优选地,切口的宽度与壁的宽度的比值介于0.1和0.9之间并且最期望地0.5和0.85之间。
在另一实施例中,前缘、后缘或前缘和后缘两者基本上形成为在顶部具有开口端的半圆。优选地,半圆的高度与半圆在其最宽点处的宽度的比值为大约0.5;并且半圆在其最宽点处的宽度与支撑单元的宽度的比值介于0.2至0.9之间,且最佳范围为0.4至0.6。
附图说明
从下面结合附图对优选实施例的描述中能实现对本发明的进一步理解,在附图中:
图1是能应用本发明的核反应堆系统的简化示意图;
图2是能应用本发明的核反应堆压力容器和内部部件的局部横截正视图;
图3是以竖向缩短的形式示出的燃料组件的局部横截正视图,为了清楚起见打破了零件;
图4是本发明的蛋箱支撑栅格的平面图;
图5是图4所示栅格的一个栅格条带的透视图,其仅邻近燃料支撑单元;
图6是图5所示栅格条带的端壁的侧面视图,示出了图5所示实施例采用的对角凹坑;
图7是两个平行阵列的栅格条带的蛋箱布置的透视图,它们正交地定向以形成本发明的栅格的燃料杆支撑单元的内部区段;
图8是图7所示实施例的正视图,示出相邻平行条带优选地180°异相;
图9示出了能应用来实现本发明目标的燃料支撑单元的一个壁的四个不同实施例;
图10是后缘采用锯齿带(ligament)且凹槽正下方具有锯齿切口的燃料支撑单元的一个壁的正视图;
图11是本发明的具有改进凹坑构造的燃料支撑单元的一个壁的顶视图;
图12是后缘采用弯曲变化的锯齿带且凹槽正下方具有弯曲变化的锯齿切口的燃料支撑单元的一个壁的正视图;并且
图13是示出从本发明获得的益处的试验结果的图表。
具体实施方式
本发明提供了用于核反应堆的新型燃料组件并且更具体地提供了用于核燃料组件的改进的间隔栅格设计。这种改进的栅格总体上由大致方形(或六边形)单元的矩阵构成,其中一些单元94支撑燃料杆而其中另一些单元96连接至套管和中心仪器管。图4所示的平面图看起来非常类似于现有技术的栅格,原因是各个栅格条带86和88的轮廓从这个视图不是规则地显示,但是从图5-12所示的视图能更好地理解。本实施例的栅格由两组正交地定位的平行间隔条带86和88构成,它们以常规的方式交错并由外条带98包围以形成栅格64的结构组成。尽管在这个实施例中示出形成基本上方形燃料杆支撑单元的正交条带86和88,应当理解到,本发明同样也能应用于其它栅格构造,例如六边形栅格。正交条带86和88(以及在外部行的情况下,外条带98)在包围核燃料杆66的每四个相邻条带的交叉处限定支撑单元94。在四个相邻条带的交叉处之间,每个条带沿着条带细长尺寸的长度形成燃料支撑单元94的壁100。
由于向上穿过堆芯的冷却剂的高速度和通常故意形成以促进从燃料组件之间至冷却剂的热传递的湍流,核燃料杆栅格条带86和88在脱落频率接近条带的固有频率时倾向于经受旋涡脱落内锁振动。如果振动达到条带的固有频率,栅格接触点(凹坑和起拱部)和燃料杆覆层之间的相对振动会引起覆层磨损并且能最终导致覆层破裂以及裂变副产品释放入冷却剂。共振还会引起栅格条带中的裂纹或其它故障,这也会导致覆层破裂。本发明采用具有倾斜后缘和前缘的条带,它们设计来通过改变旋涡的相位来打破从栅格条带的后缘和前缘脱落的旋涡的相关性从而避免旋涡脱落内锁振动。本发明的改进的栅格条带能从图5-11所示的图中更好地理解。注意,图12提供了使用半圆切口代替倾斜边缘来打破相关性的替代实施例。为了简化,条带示出的部分的壁仅支撑燃料杆但不邻近套管和仪器管延伸穿过其中的单元96。图5示出了条带86和88中邻近支撑燃料杆的单元的一个的一部分的透视图。每个单元94的壁100限定于竖向缝隙102之间以及竖向缝隙102和条带端部之间。条带86中从条带的下边缘104向上沿着条带的高度部分地延伸的竖向缝隙102与条带88中从条带的上边缘延伸并且部分地向下延伸的相应竖向缝隙102相匹配以在交叉接点处形成条带之间的交叉点。条带86、88的下边缘104在下文中称为前缘并且条带86、88的上边缘106在下文中称为后缘,原因是冷却剂从下缘至上缘地穿过堆芯。
根据本发明,前缘104或后缘106中的一个或两个设有倾斜轮廓,其随着边缘沿着壁100延伸(沿着条带的长度纵向地延伸)改变前缘104或后缘106中的一个或两个的高度。在图5所示的实施例中,前缘设有不会沿着壁100改变高度的平面轮廓而后缘106设有将打破旋涡之间相关性(即旋涡不会彼此增强)的弯曲轮廓。
在堆芯中的反应堆操作期间,流过栅格条带的高速冷却剂引起旋涡脱落内锁振动,如果脱落频率接近栅格条带的固有频率的话。利用倾斜后缘和/或前缘,旋涡将仍然沿着条带在每个壁100处沿着后缘形成。每个壁处的旋涡将具有相同的脱落频率,如果冷却剂流动速度相同的话。然而,旋涡离开倾斜边缘的时刻(即定时)将不是相关的,原因是它们是异相的。利用倾斜后缘,由于旋涡脱落产生的压力振荡增量在不同相位处其作用从而彼此抵消并且将不会形成的激励条带的均匀产生的振荡力。在图5所示的实施例中,条带86的壁100的后缘106在相邻正交条带的交叉点之间以大致恒定的45°角倾斜并且在交叉点102处形成平稳圆化过度,改变方向大约90°,并且类似地在相对于正交条带88的每个随后接合处倒转方向。尽管倾斜角度描述为大致45°,但是应当理解到,其能在10°和80°之间变化而不脱离本发明。图5所示的凹坑108和108`伸入相邻单元并且接触和支撑燃料杆。凹坑108和108`还设计成呈角度以降低凹坑的硬度和帮助改变旋涡的相关性以防止形成会导致栅格条带谐振的均匀振荡力。凹坑108和108`的侧视图在图6中示出。
图7示出了由两个平行阵列的正交条带86和88的交错布置构造的透视栅格截面,每个条带如图5所示形成有倾斜后缘模式。应当注意到,条带86和88在交叉点102处高度相同并且形成每个单元相对侧壁的条带沿不同方向成角度。再次,为了简化,图7所示的条带布置限定支撑燃料杆的单元并且没有示出套管和仪器管穿过其中的单元。
虽然已经示出了后缘106波纹模式,但是应当理解到,本发明的益处能采用其它后缘和前缘模式来实现。例如,如图9所示,借助于壁模式110,单元壁100能具有直的水平前缘104和倾斜的后缘106,类似于针对图5-8所述的,除了相邻单元可如同模式110那样沿相同方向倾斜之外。倾斜边缘模式还可在相邻单元之间变化。在用单元壁模式112表示的又一实施例中,前缘104具有直的水平轮廓而后缘形成为在单元之间重复的锯齿模式。在由壁模式114示出的另一实施例中,单元壁100具有以类似于前述图5所示实施例的平行于后缘106成角度地倾斜的前缘104。类似于前述情况,同一条带上的相邻单元壁可沿相反方向倾斜或它们能沿相同方向倾斜。
在又一实施例中,前缘104和后缘106都可形成为沿相反方向倾斜的锯齿模式。优选地在每种情况下,每个单元的相对壁将类似于图8所示异相地倾斜180°(其中360°是倾斜边缘在重复自身之前的完整模式)。
因而,在反应堆堆芯中采用本发明的倾斜后缘和前缘,旋涡将仍然沿着后缘形成。沿着条带边缘的每个旋涡将具有相同的脱落频率,如果流速相同的话。然而,这些离开边缘的旋涡的相位由于边缘的形状而不是相关的。因此,由于旋涡脱落产生的压力振荡增量(delta)在不同相位下起作用。由于相位差,力增量将彼此抵消并且将不会形成均匀产生的振荡力。
优选实施例在图10中示出。图10示出采用水平凹坑108和108`的另一实施例,其中具有直的水平下条带边缘104和锯齿后缘106。锯齿切口118在凹坑108下面冲压出以形成此下条带区域的后缘,改变源于此条带区域的旋涡的相关性。另外,凹坑108和108`用轻微圆化的曲线来软化以进一步改变旋涡,如图11所示。图10仅示出了栅格条带中的一个燃料支撑单元。当观察整个栅格条带时,顶缘看似锯齿设计。词语“锯齿”指的是从图9左边第二和第四个设计以及图10所示的设计,即具有或不具有台肩120。两个切口106和118(一个在条带的顶缘,另一个在下凹坑下面)由切口的角度以及三角形切口的底部处的半径限定,如图10所示。第三个参数,切口宽度与整体条带单元宽度的比值,也是影响本发明性能的参数。
如图10所定义的切口和顶部后缘的角度(包围角度)θ介于20度和160度之间,最佳的角度在60度和90度之间。三角形切口的底部处的半径比由曲线半径与切口深度的比值定义。使用这些定义,半径比(R/D)的范围能从0.1延伸至0.9,最佳的范围在0.5和0.7之间。实验已经显示打破燃料支撑单元壁边缘(类似于106或118)的轮廓对于减震是有益的。例如,图10所示的顶部切口已经示出比其中W/P比(切口在其最宽点处的宽度与单元壁的整体宽度的比值)接近1.0的那种提供更少的振动。图10所示顶部切口几何形状在倾斜后缘的任一侧上具有小的台肩120,在底部具有合理的大半径。这种几何形状去除了现有技术设计的已经示出为呈现明显振动的长水平边缘。另外,这种几何形状提供了三种不同的边缘构造,水平的、倾斜的和圆化的(radius),在试验中已经显示这些为防止旋涡相关性的优选几何形状,因而防止了高振幅的振动。切口宽度与整体单元宽度的比值介于0.1和0.9之间,并且最佳的范围为0.5至0.8。因而,优选实施例用切口角度θ、底部半径比(R/D)和切口宽度比(W/P)描述。
图12示出顶部和底部切口的可选构造。这个构造已经进行实验性的考验并且已经显示为相比现有技术的设计提供了显著的振动缓和。这种构造使用半圆形切口以代替锯齿切口作为冷却剂流的后缘。这种构造背后的概念在于,沿着后缘切口的整个宽度没有直的边缘,这将进一步防止冷却剂旋涡相关联并且因而减少振动。这种构造的结合形状应当使得深度(D)与宽度(W)的比值接近0.5以最大化切口的曲率和降低旋涡相关性。切口宽度(W)与整体单元宽度(P)的比值对于这种可选构造也是很重要的。如图12所示,W/P比值应当为0.2至0.9,最佳的范围为0.4至0.6。
图13示出所获得的试验结果,其证明了能通过采用本发明实现的栅格条带振动减少。这个图示出了对于图10的锯齿设计的变化而言振动减少。这个数据显示对于切口角度θ、底部半径比(R/D)和切口宽度比(W/P)的不同值,振动减少将不同。这个数据以及与之类似的其它数据用来定义上述那些参数的范围,包括最佳范围。
因此,虽然已经详细描述了本发明的具体实施例,本领域技术人员将理解到,在本公开整体教导之下能开发出对这些细节的各种变型和替代方案。因此,所公开具体实施例仅是示例性的而不是限制本发明的范围,本发明的范围由所附权利要求的完全意义以及任何和所有等同赋予。
附图标记列表
10 反应堆压力容器 66 燃料杆
12 反应堆封闭头 68 仪器管
14 堆芯 70 燃料芯块
16 泵 72 上端塞
18 热交换器 74 下端塞
20 冷却剂管道系统 76 增压弹簧
22 燃料组件 78 控制杆
24 下内构件 80 杆束控制机构
26 上内构件 82 星形轮毂
28 控制杆 84 燃料组件导套管
30 进口喷嘴 86 正交栅格条带
32 堆芯吊篮 88 正交栅格条带
34 下腔室 90 起拱部
36 堆芯下板 92 凹坑
37 下支撑板 94 燃料支撑单元
38 堆芯中的包围区域 96 控制杆套管单元
40 堆芯上板 98 相邻条带
42 堆芯上板中的穿孔 100 燃料杆支撑单元壁
44 出口喷嘴 102 栅格条带中的缝隙
46 上支撑组件 104 前缘
48 支撑柱 106 尾缘
50 控制杆驱动轴 108 凹坑
52 星形组件 110 边缘模式1
54 导管 112 边缘模式2
56 分离销 114 边缘模式3
58 底部喷嘴 116 边缘模式4
60 堆芯下支撑板 118 锯齿切口
62 顶部喷嘴 120 尾缘上的上台肩
64 栅格
Claims (36)
1.一种用于核反应堆的燃料组件,包括:
多个细长核燃料杆形成的平行间隔阵列,其支撑于下喷嘴和上喷嘴之间并且沿着核燃料杆的细长尺寸具有轴向长度;
在上喷嘴和下喷嘴之间沿着燃料杆的轴向长度串联布置的多个间隔的支撑栅格,其至少部分地包封支撑栅格形成的相应支撑单元内的每个燃料杆的圆周的轴向部分以维持燃料杆之间的横向间隔,至少一个支撑栅格包括:
多个细长的相交条带,它们在包围核燃料杆的每四个相邻条带的相交处限定支撑单元,在四个相邻条带的相交处之间每个条带沿着其细长尺寸的长度形成相应支撑单元的壁,其中包围燃料杆的单元的每个壁具有大体在相应条带的平面中的下前缘和上后缘,前缘和后缘中的至少一个在相邻条带的相交点之间以显著偏离条带细长尺寸轴线角度的角度延伸。
2.根据权利要求1的燃料组件,其中条带的相交处以蛋箱布置交错。
3.根据权利要求1的燃料组件,其中相交条带的壁在相交处处于基本上相同高度。
4.根据权利要求1的燃料组件,其中偏离的角度包括第一角度和第二角度并且下前缘和上后缘从条带之间的相交处分别以第一角度和第二角度延伸。
5.根据权利要求4的燃料组件,其中第一角度和第二角度在相同方向上。
6.根据权利要求4的燃料组件,其中第一角度和第二角度在相反方向上。
7.根据权利要求4的燃料组件,其中第一角度和第二角度相等。
8.根据权利要求1的燃料组件,其中至少一些包围燃料杆的单元的至少一个壁的前缘或后缘中的一个或两者在条带之间的第一相交处以第一高度开始并且沿着相应条带的细长尺寸在与相邻条带相交之前延伸至第二高度。
9.根据权利要求8的燃料组件,其中第二高度低于第一高度。
10.根据权利要求8的燃料组件,其中第二高度高于第一高度。
11.根据权利要求8的燃料组件,其中前缘或后缘中的一个或两者在与相邻正交条带相交之前从第二高度延伸至第三高度,其中第三高度不同于第二高度。
12.根据权利要求11的燃料组件,其中第二高度在前缘上高于第一高度和第三高度并且第二高度在后缘上低于第一高度和第三高度。
13.根据权利要求8的燃料组件,其中第二高度在相邻第二条带的相交处并且第二高度是大于或小于第一高度的一种情况。
14.根据权利要求13的燃料组件,其中前缘或后缘中的所述一个或两者沿着条带的细长尺寸从相邻条带在第三正交条带的相交处延伸至第三高度,其中第三高度是大于或小于第二高度的另一种情况。
15.根据权利要求14的燃料组件,其中第一高度和第三高度基本上相同。
16.根据权利要求14的燃料组件,其中相邻平行条带上的前缘或后缘中的一个或两者具有相同的波纹模式,但是相对的壁为180度异相。
17.根据权利要求1的燃料组件,其中支撑单元的至少一些壁包括凹坑,凹坑在其下面的壁中具有锯齿开口状的切口。
18.根据权利要求17的燃料组件,其中凹坑在其改变进入支撑单元的方向的多个角部处是基本上圆化的。
19.根据权利要求17的燃料组件,其中支撑单元的至少一些包括在凹坑下面具有锯齿开口状的凹坑的壁还包括锯齿带作为后缘。
20.根据权利要求1的燃料组件,其中前缘、后缘或前缘和后缘两者形成为至少具有朝着第二侧倾斜的第一侧的支撑单元的壁中的切口,第一侧和第二侧在底部处用平滑曲线过渡连接。
21.根据权利要求20的燃料组件,其中切口基本上跨过壁的宽度延伸。
22.根据权利要求20的燃料组件,其中形成前缘的切口位于条带的底缘上方。
23.根据权利要求22的燃料组件,其中壁具有突入支撑单元的凹坑或起拱部并且形成前缘的切口形成于条带的底缘和凹坑或起拱部之间。
24.根据权利要求20的燃料组件,其中切口呈三角形的形式,其在顶部处具有相对平坦水平基部并具有圆化下端。
25.根据权利要求24的燃料组件,其中三角形为基本上等腰三角形。
26.根据权利要求24的燃料组件,其中第一侧和第二侧的包围角度介于20和160度之间。
27.根据权利要求26的燃料组件,其中第一侧和第二侧的包围角度介于60和90度之间。
28.根据权利要求24的燃料组件,其中圆化下端处的半径由半径与作为三角形高度的深度的比值定义并且这个比值介于0.1和0.9之间。
29.根据权利要求28的燃料组件,其中所述比值介于0.5和0.7之间。
30.根据权利要求24的燃料组件,其中切口的宽度与壁的宽度的比值介于0.1和0.9之间。
31.根据权利要求30的燃料组件,其中所述比值介于0.5和0.85之间。
32.根据权利要求1的燃料组件,其中前缘、后缘或前缘和后缘两者基本上形成为在顶部具有开口端的半圆。
33.根据权利要求32的燃料组件,其中半圆的高度与半圆在其最宽点处的宽度的比值为大致0.5。
34.根据权利要求32的燃料组件,其中半圆在其最宽点处的宽度与支撑单元的宽度的比值介于0.2至0.9之间。
35.根据权利要求34的燃料组件,其中所述比值介于0.4至0.6之间。
36.一种用于核燃料组件的支撑栅格,其包括:
多个细长的相交条带,其中一些条带在包围核燃料杆的四个相邻条带的相交处限定支撑单元,在这四个相邻条带的相交处之间每个条带沿着其细长尺寸的长度形成相应支撑单元的壁,包围燃料杆的单元的每个壁具有基本上在相应条带的平面中的下前缘和上后缘,前缘和后缘中的至少一个在相邻条带的相交处之间以显著偏离条带细长尺寸轴线角度的角度延伸。
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---|---|---|---|
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US12/495,873 US20110002435A1 (en) | 2009-07-01 | 2009-07-01 | Nuclear fuel assembly support grid |
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---|---|---|---|
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RU (1) | RU2537693C2 (zh) |
Cited By (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN103578577A (zh) * | 2012-08-06 | 2014-02-12 | 韩电原子力燃料株式会社 | 用于减少流激振动的核燃料组件的支撑格栅 |
CN110807246A (zh) * | 2019-09-29 | 2020-02-18 | 哈尔滨工程大学 | 一种Sub栅元尺度的反应堆热工水力控制体划分方法 |
RU2755683C1 (ru) * | 2021-03-15 | 2021-09-20 | Акционерное общество «АКМЭ-инжиниринг» | Тепловыделяющая сборка активной зоны ядерного реактора |
RU2761857C1 (ru) * | 2021-07-29 | 2021-12-13 | Акционерное общество «АКМЭ-инжиниринг» | Активная зона ядерного реактора |
WO2023087898A1 (zh) * | 2021-11-18 | 2023-05-25 | 中国核动力研究设计院 | 一种燃料组件格架、燃料组件及压水堆堆芯 |
Families Citing this family (10)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
JP5672822B2 (ja) * | 2010-07-29 | 2015-02-18 | トヨタ自動車株式会社 | 車両制御システム |
JP5987306B2 (ja) | 2011-12-06 | 2016-09-07 | ソニー株式会社 | 画像処理装置、画像処理方法、プログラム |
US10176899B2 (en) * | 2012-09-04 | 2019-01-08 | Global Nuclear Fuel-Americas, Llc | Spacers with deflection-limited rod contacts for nuclear fuel assemblies and methods of making the same |
US10442711B2 (en) * | 2013-03-15 | 2019-10-15 | Sabre Intellectual Property Holdings Llc | Method and system for the treatment of produced water and fluids with chlorine dioxide for reuse |
US9847144B1 (en) | 2014-04-03 | 2017-12-19 | Westinghouse Electric Company Llc | Low pressure drop nuclear fuel assembly bottom nozzle |
US20150357053A1 (en) * | 2014-06-10 | 2015-12-10 | Westinghouse Electric Company Llc | Crush resistant nuclear fuel assembly support grid |
US9599269B2 (en) * | 2014-07-09 | 2017-03-21 | Nadeem Ahmad Malik | Sparse 3D-multi-scale grid turbulence generator |
US9536628B2 (en) | 2014-12-03 | 2017-01-03 | Westinghouse Electric Company Llc | Nuclear fuel assembly support grid |
TWI586266B (zh) * | 2016-06-17 | 2017-06-11 | 元智大學 | 水產養殖系統 |
US10720246B2 (en) | 2017-04-20 | 2020-07-21 | Westinghouse Electric Company Llc | Fuel assembly arrangement for retaining fuel rod end plug to bottom nozzle |
Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN86105033A (zh) * | 1985-08-08 | 1987-02-18 | 西屋电气公司 | 带碎屑捕集器的核燃料组件 |
CN1032258A (zh) * | 1987-08-24 | 1989-04-05 | 弗拉马托姆 | 核反应堆燃料棒十字支撑栅格的制造方法 |
US4900507A (en) * | 1987-05-05 | 1990-02-13 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear fuel assembly debris filter bottom nozzle |
US6278759B1 (en) * | 1999-07-29 | 2001-08-21 | Korea Atomic Energy Research Institute | Spacer grid with multi-springs and dimple vanes for nuclear fuel assemblies |
Family Cites Families (33)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3957575A (en) * | 1974-04-16 | 1976-05-18 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Mechanical design of a light water breeder reactor |
US4325786A (en) * | 1979-11-29 | 1982-04-20 | Combustion Engineering, Inc. | Spacer grid for reducing bowing in a nuclear fuel assembly |
US4576786A (en) * | 1983-12-21 | 1986-03-18 | Westinghouse Electric Corp. | Partial grid for a nuclear reactor fuel assembly |
US4900508A (en) * | 1984-12-24 | 1990-02-13 | Combustion Engineering, Inc. | High strength nuclear fuel grid |
US4716016A (en) * | 1985-03-04 | 1987-12-29 | Westinghouse Electric Corp. | Universal fuel assembly construction for a nuclear reactor |
US4702881A (en) * | 1985-04-02 | 1987-10-27 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor spacer grid |
US4716015A (en) * | 1985-05-15 | 1987-12-29 | Westinghouse Electric Corp. | Modular nuclear fuel assembly design |
US4762669A (en) * | 1987-05-13 | 1988-08-09 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor core containing fuel assemblies positioned adjacent core baffle structure having annular anti-vibration grids |
JPH01173898A (ja) * | 1987-09-10 | 1989-07-10 | Mitsubishi Nuclear Fuel Co Ltd | 原子炉燃料集合体の支持格子 |
JPH0816709B2 (ja) * | 1990-05-25 | 1996-02-21 | 株式会社日立製作所 | 燃料集合体,チヤンネルボツクス,チヤンネルボツクスの製造方法及び原子炉の炉心 |
JPH0627275A (ja) * | 1992-07-10 | 1994-02-04 | Mitsubishi Nuclear Fuel Co Ltd | 燃料集合体の支持格子 |
JP3137769B2 (ja) * | 1992-10-22 | 2001-02-26 | 三菱原子燃料株式会社 | 支持格子用キーの抜取り装置 |
FI934540A0 (fi) * | 1992-10-29 | 1993-10-14 | Westinghouse Electric Corp | Braenslemontering, som omfattar avlaenkningskivor foer att leda en komponent av ett floede foerbi braenslemonteringen |
US5299245A (en) * | 1992-11-02 | 1994-03-29 | B&W Fuel Company | Spacer grid for a nuclear fuel assembly |
JPH0743486A (ja) * | 1993-07-30 | 1995-02-14 | Toshiba Corp | 燃料スペーサ |
JP3121972B2 (ja) * | 1993-12-03 | 2001-01-09 | 三菱原子燃料株式会社 | 核燃料集合体 |
JPH07159572A (ja) * | 1993-12-03 | 1995-06-23 | Mitsubishi Nuclear Fuel Co Ltd | 核燃料集合体 |
FR2736190B1 (fr) * | 1995-06-29 | 1997-10-10 | Framatome Sa | Grille-entretoise d'un assemblage de combustible pour un reacteur nucleaire et assemblage de combustible |
FR2736189B1 (fr) * | 1995-06-29 | 1997-09-26 | Framatome Sa | Grille-entretoise d'un assemblage de combustible pour un reacteur nucleaire comportant des ressorts rapportes |
KR100287278B1 (ko) * | 1998-02-04 | 2001-04-16 | 장인순 | 회전유동발생장치를가진핵연료집합체지지격자 |
JP3872598B2 (ja) * | 1998-07-08 | 2007-01-24 | 三菱重工業株式会社 | 原子炉燃料集合体の支持格子 |
US6522710B2 (en) * | 2001-07-03 | 2003-02-18 | Westinghouse Electric Company Llc | Fastened spacer for grid of a nuclear reactor with associated method |
JP4416970B2 (ja) * | 2001-08-16 | 2010-02-17 | 株式会社グローバル・ニュークリア・フュエル・ジャパン | 燃料スペーサ及び燃料集合体 |
KR100444699B1 (ko) * | 2001-12-26 | 2004-08-21 | 한국수력원자력 주식회사 | 입술형 다목적 핵연료 지지격자체 |
DE10208502C1 (de) * | 2002-02-27 | 2003-09-25 | Framatome Anp Gmbh | Abstandhalter für ein Brennelement eines Siedewasserreaktors |
US6606369B1 (en) | 2002-03-06 | 2003-08-12 | Westinghouse Electric Company Llc | Nuclear reactor with improved grid |
US6819733B2 (en) | 2002-05-15 | 2004-11-16 | Westinghouse Electric Company Llc | Fuel assembly and associated grid for nuclear reactor |
US7085340B2 (en) * | 2003-09-05 | 2006-08-01 | Westinghouse Electric Co, Llc | Nuclear reactor fuel assemblies |
FR2878645B1 (fr) * | 2004-11-30 | 2007-02-09 | Framatome Anp Sas | Grille de maintien de crayons pour assemblage de combustible nucleaire et assemblage corresondant |
US20060222140A1 (en) * | 2005-04-04 | 2006-10-05 | Westinghouse Electric Company Llc | Eccentric support grid for nuclear fuel assembly |
US20060227925A1 (en) * | 2005-04-08 | 2006-10-12 | Westinghouse Electric Company Llc | Four point contact structural spacer grid |
US7548602B2 (en) * | 2006-03-09 | 2009-06-16 | Westinghouse Electric Co. Llc | Spacer grid with mixing vanes and nuclear fuel assembly employing the same |
JP2010286386A (ja) * | 2009-06-12 | 2010-12-24 | Nuclear Fuel Ind Ltd | 原子炉用燃料集合体 |
-
2009
- 2009-10-30 US US12/609,259 patent/US8369475B2/en active Active
-
2010
- 2010-06-29 JP JP2010147258A patent/JP5637588B2/ja active Active
- 2010-06-29 KR KR1020100062185A patent/KR101700452B1/ko active IP Right Grant
- 2010-06-30 CN CN201010222685.6A patent/CN101944395B/zh active Active
- 2010-06-30 ES ES10006784.2T patent/ES2525726T3/es active Active
- 2010-06-30 EP EP10006784.2A patent/EP2270814B1/en active Active
- 2010-06-30 RU RU2010126777/07A patent/RU2537693C2/ru active
Patent Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN86105033A (zh) * | 1985-08-08 | 1987-02-18 | 西屋电气公司 | 带碎屑捕集器的核燃料组件 |
US4900507A (en) * | 1987-05-05 | 1990-02-13 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear fuel assembly debris filter bottom nozzle |
CN1032258A (zh) * | 1987-08-24 | 1989-04-05 | 弗拉马托姆 | 核反应堆燃料棒十字支撑栅格的制造方法 |
US6278759B1 (en) * | 1999-07-29 | 2001-08-21 | Korea Atomic Energy Research Institute | Spacer grid with multi-springs and dimple vanes for nuclear fuel assemblies |
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
蒋跃元 等: "供热堆格架力学性能试验研究", 《核动力工程》 * |
Cited By (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
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