CN103052994B - 具有咬接型套筒弹簧的bwr核燃料组件 - Google Patents

具有咬接型套筒弹簧的bwr核燃料组件 Download PDF

Info

Publication number
CN103052994B
CN103052994B CN201180033519.4A CN201180033519A CN103052994B CN 103052994 B CN103052994 B CN 103052994B CN 201180033519 A CN201180033519 A CN 201180033519A CN 103052994 B CN103052994 B CN 103052994B
Authority
CN
China
Prior art keywords
fixture
base portion
housing
fuel rod
fuel assembly
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Active
Application number
CN201180033519.4A
Other languages
English (en)
Other versions
CN103052994A (zh
Inventor
克劳斯·库泽尔
E·弗里德里希
迪克·布拉维斯
B·布洛克
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
Areva NP SAS
Original Assignee
Framatome ANP SAS
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Framatome ANP SAS filed Critical Framatome ANP SAS
Publication of CN103052994A publication Critical patent/CN103052994A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN103052994B publication Critical patent/CN103052994B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/33—Supporting or hanging of elements in the bundle; Means forming part of the bundle for inserting it into, or removing it from, the core; Means for coupling adjacent bundles
    • G21C3/3305—Lower nozzle
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/33—Supporting or hanging of elements in the bundle; Means forming part of the bundle for inserting it into, or removing it from, the core; Means for coupling adjacent bundles
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/33—Supporting or hanging of elements in the bundle; Means forming part of the bundle for inserting it into, or removing it from, the core; Means for coupling adjacent bundles
    • G21C3/331—Comprising hold-down means, e.g. springs
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/02—Details
    • G21C5/06—Means for locating or supporting fuel elements
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Clamps And Clips (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明涉及用于沸水反应堆的核燃料组件，其包括基部(2)、头部以及全长燃料棒和部分长度燃料棒(11)的束，所述束从基部(2)向上且纵向地延伸到头部，核燃料组件(1)包括用于关于基部(2)纵向地保持部分长度燃料棒(11)的下塞(13)的至少一个夹具(33)。夹具(33)是装配到基部(2)的附加部件，夹具(33)被至少部分地接纳在设置于基部(2)中的壳体(30)中，并且夹具(33)通过互补组装设备的机械接合组装到基部(2)。

Description

具有咬接型套筒弹簧的BWR核燃料组件
技术领域
本发明涉及用于沸水反应堆的核燃料组件，其包括基部、头部以及全长燃料棒和部分长度燃料棒的束，所述束从基部向上且纵向地延伸到头部，核燃料组件包括用于关于基部纵向地保持部分长度燃料棒的下端的至少一个夹具。
背景技术
在用于沸水反应堆(在以下说明书中为BWR)的核燃料组件中，全长燃料棒(在以下说明书中为FLFR)被接纳在燃料组件的基部和头部组件，具有小的纵向间隙，以允许FLFR在核反应堆运行期间在其纵向方向上扩展。
通常，FLFR的上端被核燃料组件的头部保持。
部分长度燃料棒(在以下说明书中为PLFR)因为热工水力稳定性和中子减速的原因而用在BWR中。
PLFR从燃料组件的基部向上延伸并终止在距燃料组件的头部一定距离处。通常，PLFR的长度包括在FLFR的长度的25％和75％之间。
燃料棒被沿燃料棒隔开的多个定位格架(spacer grid)纵向且横向地定位和保持。这些定位格架允许燃料棒在定位格架中的局部且受限的滑行移动以适应燃料棒在辐射下的扩展。
然而，在特定运行条件下，由定位格架施加到燃料棒的束的纵向保持力可能不足以防止PLFR的显著纵向位移。
因此，为了防止PLFR在核反应堆运行期间剥离，PLFR通常附接到燃料组件的基部。
US-2008/0101528公开了一种燃料组件，在该燃料组件中，PLFR的下端通过与基部成为一体的夹具附接到基部。
然而，这样的布置需要特殊机加工以实现夹具的合适误差。因此，虽然这样的布置是令人满意的，但是仍然希望简化其设计并降低其价格。
发明内容
因此，本发明的目的是提供一种燃料组件，其减小了在核反应堆运行期间PLFR的剥离风险并引起更低的成本。
为此，本发明涉及一种如上所定义的燃料组件，其中夹具是装配到基部的附加部件，夹具被至少部分地接纳在设置于基部中的壳体(housing)中，并且夹具通过互补组装设备的机械接合而被组装到基部。
根据特定实施方式，燃料组件可包括以下特征中的一个或多个：
-互补组装设备包括第一组装设备和第二组装设备，第一组装设备适合于保持夹具以抵抗夹具相对于基部的向上位移，并且第二组装设备适合于保持夹具以抵抗相对于基部的向下位移，
-夹具嵌入壳体中，
-壳体是从基部的上表面延伸到基部的下表面的通孔，
-夹具包括支撑设备，支撑设备适合于接触部分长度燃料棒的下塞的一部分，以将部分长度燃料棒的下塞保持在距基部的下表面一定距离处，
-支撑设备包括围绕夹具的纵向轴线成角度地隔开的支撑翼片(support tab)，每个支撑翼片包括在夹具的纵向轴线的方向上向内延伸的自由端，支撑翼片的自由端界定用于接纳部分长度燃料棒的下塞的所述部分的开口，
-第二组装设备包括设置在壳体中的下支撑表面，支撑翼片纵向地支撑在下支撑表面55上，
-第一组装设备包括弹性组装翼片和设置在壳体中的邻接表面，弹性组装翼片设置在夹具上并包括向上延伸的自由端，邻接表面适合于与弹性组装翼片的自由端接合，
-夹具包括弹性保持翼片，弹性保持翼片围绕夹具的纵向方向成角度地隔开并且适合于与设置在部分长度燃料棒的下塞上的肩部接合，以防止部分长度燃料棒与基部脱离接合，
-夹具包括主体，并且支撑翼片从主体的下边缘向内延伸，并且保持翼片和组装翼片从主体的上边缘向上延伸，
-夹具仅借助于支撑翼片和保持翼片而接触部分长度燃料棒的下塞，在部分长度燃料棒的在支撑翼片和保持翼片之间延伸的部分中，在夹具的内表面和部分长度燃料棒的下塞的周边表面之间存在径向间隙，
-互补组装设备包括夹具的中心基本平坦的基部和设置在壳体中的邻接表面，该中心基本平坦的基部支撑在壳体的底部上，该邻接表面适合于与夹具的上自由端接合，
-夹具包括收缩部，收缩部与部分长度燃料棒的下塞弹性地接合并适合于与设置在部分长度燃料棒的下塞上的肩部协作，
-基部包括组装到基部的抗碎片过滤器(anti-debris filter)，抗碎片过滤器包括平行杆，壳体设置在杆中，夹具包括自由端和围绕杆装配的中心部分，自由端延伸到壳体中并形成所述壳体中的收缩部，并且组装设备包括杆的互补部分以及夹具的中心部分以在杆和夹具之间提供形成形式配合(form fit)，并且收缩部与部分长度燃料棒的下塞弹性地接合且适合于与设置在部分长度燃料棒的下塞上的肩部协作。
附图说明
在阅读了仅通过实施例方式给出的以下描述并参照附图时，本发明及其优点将被更好地理解，在附图中：
-图1是根据本发明的BWR核燃料组件的示意性透视图；
-图2是阐示根据第一实施方式的用于将PLFR连接到BWR核燃料组件基部的夹具的部分截面视图；
-图3和4是图2的夹具的示意性透视图；
-图5是根据第二实施方式的夹具的示意性透视图；以及
-图6和7是阐示根据分别的第三实施方式和第四实施方式的PLFR和BWR核燃料组件基部之间的连接的示意性部分截面视图。
具体实施方式
图1显示了用于沸水反应堆(BWR)的核燃料组件1。该燃料组件1沿着竖直的纵向方向L延伸。这样的燃料组件1预期被放置于其中在核反应堆运行期间冷却剂向上流动的核反应堆的堆芯(core)中。
燃料组件1通常包括：
-基部2，其预期靠在堆芯的下板上，
-头部3，
-燃料棒的束4，所述束4在基部2和头部3之间纵向地延伸，
-水通道5，其放置在束4的内部并且将基部2连接至头部3，
-多个定位格架6，其沿着纵向方向L分隔开并且纵向地且横向地保持束4，
-燃料通道7，其包围束4和基部2并且固定到头部3。
图1中仅显示了燃料通道7的一部分。
束4包括全长燃料棒(FLFR)9以及未在图1中示出的部分长度燃料棒(PLFR)11。
在公开的实施方式中，燃料组件1包括20个PLFR 11和92个FLFR 9。然而，这些数字可以从一种实施方式变化到另一种实施方式。
每个FLFR 9和PLFR 11包括包壳(cladding)，包壳包含核燃料芯块并且由上塞和下塞封闭。
FLFR 9由头部3以常规方式通过其上端保持，例如通过具有孔的格架，该孔接纳设置在FLFR 9的上塞上的销。
FLFR 9从头部3向下延伸直到基部2，同时保持FLFR 9的下端和基部2之间的纵向间隙，以允许FLFR 9在核反应堆的运行期间的纵向扩展。
PLFR 11比FLFR 9短。其从基部2向上延伸并且终止在距头部3一定距离处。在一些实施方式中，燃料组件1内的PLFR 11可具有不同的长度。
如图2所示，每个PLFR 11的下塞13包括柄脚(shank)15，其通过会聚部分18向下延伸。肩部20在柄脚15和会聚部分18之间的结合处设置在下塞13上。在柄脚15和会聚部分18之间的结合处，会聚部分18的直径大于柄脚15的直径。在公开的实施方式中，柄脚15是圆柱形的并且会聚部分18是大体圆锥形的。
基部2包括碎片过滤器。该碎片过滤器例如具有第一组平行的横向杆和第二组平行的横向杆27。第二组平行杆的杆27例如关于第一组杆的杆垂直地延伸。附图中，仅显示了碎片过滤器的一个杆27。
具有纵向轴线B的壳体30设置在杆27中。每个壳体30容纳夹具33。每个夹具33通过互补组装设备的机械接合组装到基部2。该互补组装设备包括第一组装设备和第二组装设备，第一组装设备适合于保持夹具33以抵抗相对于基部2的向上位移，第二组装设备适合于保持夹具33以抵抗相对于基部2的向下位移。第一组装设备和第二组装设备允许夹具33关于基部2的功能性轴向间隙，以允许在制造期间将夹具33安装在基部2中。
每个夹具33接纳相应PLFR 11的下塞13，并且适合于将相应的PLFR 11纵向地保持在基部2上，以防止其与基部2脱离接合。
所有的壳体30及其接纳的相应夹具33具有大体类似的形状。在下文中仅关于图2至7公开了一个壳体30、相应的夹具33及其与相应PLFR 11的关系。
图2至4显示了第一实施方式，其中PLFR 11的下塞13在就座位置(图2的左部分)和拉离位置(图2的右部分)之间自由地纵向移动，在就座位置中，其被设置在夹具33上的支撑设备纵向地支撑，在拉离位置中，其被设置在夹具33上的保持设备纵向地保持。
在就座位置中，支撑设备防止PLFR 11例如在重力的作用下进一步向下移动。
在拉离位置中，保持设备防止PLFR 11例如在冷却剂流动的作用下进一步向上移动，并且因而防止发生与基部2脱离接合。
在核燃料组件1中，PLFR 11自由地从就座位置向上运动到拉离位置或者从拉离位置向下移动到就座位置。在核反应堆的正常运行期间，PLFR 11是在拉离位置中的，这是因为冷却剂穿过核燃料组件1的流动。
虽然就第一实施方式而言，PLFR 11的就座位置和拉离位置分别显示在图2的左部分和右部分上，但是上述特征可适用于所有其他的实施方式。
在第一实施方式中，夹具33嵌入壳体30中。壳体30是通孔，其从基部2的上表面36，例如相应杆27的上表面，延伸到基部2的下表面39，例如杆27的下表面。上通孔边缘42和下通孔边缘44分别在壳体30与基部2的上表面36和下表面39的交接处形成。PLFR 11的下塞13不突出在基部2的下表面39下方。
在第一实施方式中，壳体30是阶梯状通孔。从基部2的下表面39开始，壳体30包括：
-第一壳体部分45、第二壳体部分46和第三壳体部分47，例如增加直径的圆柱形部分，
-第四壳体部分48，例如具有小于第三壳体部分47直径的直径的圆柱形部分，以及
-第五壳体部分49，例如具有大于第四壳体部分48直径的直径的圆柱形部分。
第三壳体部分47的顶面形成邻接表面51。邻接表面51在垂直于壳体30的纵向轴线B的平面中延伸。
第五壳体部分49的底面形成上支撑表面53。
第二壳体部分46的底面形成下支撑表面55。
上支撑表面53和下支撑表面55基本垂直于壳体30的纵向轴线B并且平行于邻接表面51。
在图3和4中更详细地显示了根据第一实施方式的夹具33。夹具33包括具有纵向轴线A的中空主体58，例如圆形截面的中空主体58。主体58被接纳在壳体30的第二壳体部分46和第三壳体部分47中。主体58的外径小于或等于第二壳体部分46的直径。主体58是刚性的。主体58的内径大于下塞13的柄脚15的直径。
在该实施方式中，适合于防止PLFR 11的下塞13从其就座位置向下位移的支撑设备包括支撑翼片61。每个支撑翼片61包括自由端62，自由端62从主体58的下边缘63朝着主体58的纵向轴线A向内延伸。支撑翼片61围绕夹具33的纵向轴线A成角度地隔开。
支撑翼片61具有弯曲的形状并且包括借助于弯曲部69连接的第一部分65和第二部分67。第一部分65具有附接到主体58的下边缘63的上端71。第一部分65相对于下边缘63向下延伸并且相对于主体58的外周边表面66向内延伸。第二部分67相对于弯曲部69向上且向内延伸。第二部分67的端部是自由端62。
在该实施方式中，每个支撑翼片61整件式制造。支撑翼片61是刚性的。特别地，其不在PLFR 11的重量下屈服。
自由端62共同地形成部分界定开口75的不连续圆周，该不连续圆周适合于允许PLFR 11的会聚部分18的末端穿过所述开口75并且在PLFR 11的就座位置中突出在所述自由端62的下方。开口75的直径介于会聚部分18的最小直径和最大直径之间。因此，自由端62接触处于就座位置中的相应的PLFR 11的会聚部分18。其适合于共同地纵向支撑处于就座位置中的PLFR 11。
开口75的直径小于第一壳体部分45的直径。由自由端62形成的开口75与基部2的下表面39纵向地隔开以防止下塞13堵塞壳体30的第一壳体部分45。
夹具33可以例如包括四个支撑翼片61，例如围绕夹具33的纵向轴线A有规律地隔开的四个支撑翼片61。
如图2所示，弯曲部69的下表面77支撑在设置于壳体30中的下支撑表面55上。因此，在第一实施方式中，第二组装设备包括下支撑表面55和弯曲部69的下表面77。
在第一实施方式中，夹具33还包括弹性组装翼片78。组装翼片78关于夹具33的纵向轴线A成角度地隔开。其从夹具33的主体58的上边缘81向上延伸。在静止构型中，组装翼片78相对于主体58的外周边表面66向外延伸。其在施加到其外表面83的力的作用下至少是朝着其中其与主体58的外周边表面66齐平的构型弹性地可变形的。
所有的组装翼片78可以是相同的。夹具33可以例如包括围绕夹具33的纵向轴线A有规律地隔开的四个组装翼片78。
组装翼片78的长度为使得组装翼片78完整地包括在第三壳体部分47中并且使得其相应的自由端86适合于在夹具33被接纳在壳体30中时纵向地邻接该邻接表面51。
因此，组装翼片78和邻接表面51形成适合于保持夹具33以抵抗相对于基部2的向上位移的第一组装设备。
在核燃料组件1的安装期间，夹具33从基部2的上表面36插入到壳体30中。在夹具33插入到壳体30中期间，组装翼片78被由第四壳体部分48的周边壁88施加的力向内弹性地变形。一旦自由端86已经穿过第四壳体部分48，组装翼片78就朝着其静止构型向外弹性地变形，直到其邻接第三壳体部分47的周边壁91。当支撑翼片61的下表面77支撑在设置于壳体30中的下支撑表面55上时，组装翼片78的自由端86位于邻接表面51的下方，以保持夹具33而抵抗向上位移。
夹具33还包括弹性保持翼片94，保持翼片94适合于纵向地保持相应的PLFR 11的下塞13，以防止其与杆27并因而与基部2脱离接合。夹具33可以例如包括四个弹性保持翼片94。弹性保持翼片94围绕夹具33的纵向轴线A隔开。其从主体58的上边缘81向上延伸。在所示实施方式中，保持翼片94是相同的。每个保持翼片94包括收缩部97。如图2的右侧所示，保持翼片94的收缩部97在夹具33的纵向轴线A的方向上向内延伸超过设置在相应的PLFR 11的下塞13上的肩部20。收缩部97共同地界定开口100。当PLFR 11处于拉离位置中时，收缩部97适合于与肩部20接合，以防止PLFR 11的向上位移并因而防止PLFR 11与基部2脱离接合。
在静止构型中，例如开口100的大体圆形的不连续圆周的直径小于在会聚部分18和柄脚15之间的结合处的相应PLFR 11的会聚部分18的直径。从静止构型中，保持翼片94在施加到收缩部97的内表面102的力的作用下径向地向外弹性地可变形。在一种实施方式中，处于静止构型中的开口100的直径小于柄脚15的直径。该特征增加了下塞13和保持翼片94之间的摩擦，并因而增加了夹具33的夹持力。
保持翼片94的弹性适合于在PLFR 11被有意地插入到夹具33中或者从夹具33取出时允许保持翼片94远离其静止构型的弹性径向变形，并因此防止在核燃料组件1的运行期间保持翼片94仅在由PLFR 11，更特别地由肩部20施加在收缩部97上的向上力的作用下向外变形。
在第一实施方式中，每个保持翼片94在收缩部97上方还包括向外延伸的基本平坦的部分105。在核燃料组件1中，该基本平坦的部分105沿着基本平行于设置在壳体30中的上支撑表面53的平面的平面延伸。该基本平坦的部分105适合于在PLFR 11插入到夹具33中期间帮助保持翼片94远离其静止构型的变形。
在第一实施方式中，组装翼片78和保持翼片94沿着主体58的上边缘81交替。
在该核燃料组件1中，减小了在核反应堆运行期间PLFR 11剥离的风险，这是因为PLFR 11的下塞13通过设置在下塞13上的肩部20和弹性保持翼片94的协作而被纵向地保持在基部2上。
核燃料组件1引起更低的成本，因为夹具33易于制造并且可以简单地通过互补组装设备的机械接合而在一个操作中被组装且固定到基部2。
壳体30是通孔的事实允许冷却剂穿过基部2并沿着PLFR 11的下塞13流动。冷却剂的该流动对于冷却PLFR 11的下塞13以及对于避免CRUD(乔克里弗未识别沉积物)的发生是有用的，CRUD在正常的设备操作期间发生并且其可能在PLFR 11的拉离和插入期间与夹具33的正确功能相抵触。
图5显示了根据第二实施方式的夹具33。第二实施方式不同于第一实施方式，在于主体58的截面和保持翼片94的形状。
在第二实施方式中，主体58具有多边形的截面，并且特别是八边形的截面。主体58包括沿着夹具33的纵向方向A从主体58的下边缘63延伸到上边缘81的八个矩形面110。每个保持翼片94和每个组装翼片78从主体58的上边缘81的对应于主体58的矩形面110中的一个的部分向上延伸。在该实施方式中，内接主体58的八边形截面的圆的直径小于或等于第二壳体部分46的直径。
另外，保持翼片94不包括平坦的部分105。
根据第二实施方式的核燃料组件1比起根据第一实施方式的核燃料组件1更加易于制造，因为其不包括平坦的部分105。
在第一实施方式和第二实施方式中，夹具33可包括适合于帮助夹具33的插入的狭缝112(图5)。第二实施方式中的主体58的八边形截面可以与狭缝112一起使用以在端塞13插入到夹具33中时使主体58扩展，以进一步将组装翼片78压靠在壳体30的周边壁上。
在图6中所示的第三实施方式中，每个壳体30包括设置在基部2中并且更特别地设置在相应的杆27中的凹部130，。凹部130具有纵向轴线B并且向上打开以接纳相应的PLFR11。壳体30由封闭的底部132、周边壁134和顶部136界定。周边壁134从底部132向上延伸。顶部136从周边壁134的顶边缘138朝着壳体30的纵向轴线B向内延伸。顶部136界定开口141，开口141具有小于由周边壁134限定的凹部130的截面的横向尺寸，并且大于柄脚15和下塞13的会聚部分18的横向尺寸。顶部136的下表面形成邻接表面143。底部132例如是大体盘形的。周边壁134具有例如大体圆形截面的圆柱形的形状。
夹具33被接纳在相应的壳体30中。其嵌入壳体30中。夹具33是关于壳体30的纵向轴线B基本对称的。其包括基本平坦的基部145，基部145通过至少两个腿部147向上延伸，腿部关于夹具33的纵向轴线A布置在对称位置处。在所示实施方式中，夹具33包括两个腿部147并且是大体U形的。
在该实施方式中，保持设备包括收缩部150，其设置在夹具33的顶端处并且适合于纵向地保持相应的PLFR 11。收缩部150由大体V形的折叠部155形成，折叠部155设置在夹具33的腿部147中的每一个上的直径地相对的位置中。
收缩部150适合于在PLFR 11处于其拉离位置时接合设置在下塞13上的肩部20，以防止PLFR 11进一步向上移动，并因而防止PLFR 11与基部2脱离接合。
夹具33的自由端157适合于与邻接表面143邻接。自由端157从收缩部150朝着顶部136向上延伸并朝着壳体30的周边壁134向外延伸。适合于保持夹具33以抵抗相对于基部2的向上位移的第一组装设备因而包括夹具33的自由端157和设置在壳体30上的邻接表面143。
夹具33的基部145支撑在壳体30的底部132上。基部145和底部132因而形成适合于保持夹具33以抵抗相对于壳体30的向下位移的第二组装设备。
PLFR 11是沿着纵向方向在就座位置和拉离位置之间可移动的。在PLFR 11的就座位置中，设置在夹具33特别是收缩部150上的保持设备与设置在PLFR 11上的肩部20是纵向地隔开的。在拉离位置中，PLFR 11已经沿着纵向轴线相对于就座位置向上移动，并且保持设备接合肩部20。在核反应堆的正常运行期间，PLFR 11在冷却剂流动的作用下处于拉离位置中。
夹具33是例如整件式制成的弹簧，特别是片簧。选择夹具33的弹性保持力以允许PLFR 11的下塞13有意地插入到壳体30中或者从壳体30抽出，并且防止PLFR 11仅在由肩部20施加在收缩部150上的向上力的作用下与夹具33脱离接合。
在公开的第三实施方式中，壳体30具有大体圆形的形状。然而，可以考虑其他的形状，在该实施方式中，壳体30具有封闭的底部132。然而，可选择地，壳体30可以是通孔，开口设置在底部132中。
根据本发明的第三实施方式的核燃料组件1减小了PLFR在核反应堆运行期间剥离的风险，这是因为由于夹具33的收缩部150和设置在下塞13上的肩部20之间的协作，PLFR11中的至少一些的下塞13被纵向地保持在基部2上。
该核燃料组件1还引起更低的成本，因为夹具33可以简单地通过插入到壳体30中而容易地组装和固定到基部。另外，夹具33具有特别简单的结构并易于制造。
在一种实施方式中(未图示)，根据第二实施方式的夹具33可以与根据本发明的第三实施方式的壳体30组合使用。在该实施方式中，保持翼片94和组装翼片78可具有相同的长度。
在图7中所示的第四实施方式中，每个壳体30包括设置在相应的杆27中的具有纵向轴线B的阶梯状通孔160。壳体30界定通过第二壳体部分164向上延伸的第一壳体部分162。第二壳体部分164具有例如大体环形形状的底部166，底部166通过例如具有圆形截面的大体圆柱形形状的周边壁168向上延伸。第一壳体部分162具有例如具有圆形截面的大体圆柱形形状的周边壁170。第一壳体部分162是向上且向下开口的。例如第一壳体部分162的直径的横向尺寸小于例如第二壳体部分164的直径的横向尺寸。特别地，第一壳体部分162的直径近似等于PLFR 11的会聚部分18的末端的直径。
在该实施方式中，第一壳体部分162提供了用于冷却剂沿着PLFR 11的下塞13流经杆27的通道。
在根据该实施方式的核燃料组件1中，夹具33关于壳体30的纵向轴线B对称。夹具33是大体U形的。其包括中心部分，中心部分包括平坦基部172和自由端176，基部172通过两个腿部174向上延伸。夹具33的中心部分围绕杆27装配。自由端176向内弯曲并形成壳体30中的收缩部179。自由端176被接纳在壳体30中。收缩部179适合于接合PLFR 11的环形肩部20以将PLFR 11纵向地保持在基部2上。在该实施方式中，第一组装设备包括杆27的互补部分和夹具33的中心部分，这些互补部分提供杆27和夹具33之间的形式配合，并且第二组装设备包括自由端176的进入壳体30中的弯曲部。
夹具33是例如整件式制成的弹簧，特别是片簧。选择夹具33的弹性保持力以允许PLFR 11的下塞13有意地插入到壳体30中或者从壳体30抽出，并且防止PLFR 11仅在由肩部20施加在收缩部179上的向上力的作用下与夹具33脱离接合。
在公开的第四实施方式中，壳体30具有大体圆形的形状。然而，可以考虑其他的形状。
根据本发明的第四实施方式的核燃料组件1减小了PLFR 11在核反应堆运行期间剥离的风险，这是因为由于夹具33的收缩部179和设置在下塞13上的肩部20之间的协作，PLFR 11中的至少一些的下塞13被纵向地保持在基部上。
该核燃料组件1还引起更低的成本，因为夹具33可以简单地通过围绕杆27装配并通过将自由端接合到壳体30中而容易地组装和固定到基部2。
另外，夹具33具有特别简单的结构并易于制造。
在所有描述的实施方式中，夹具33优选地由具有高屈服强度的材料制成，例如比如的镍基超合金，或者铁基超合金或钛合金或甚至例如由AMS(航天材料规范)5629和5643限定的沉淀硬化不锈钢。另外，在所有描述的实施方式中，夹具33可以是整件式制成的。
根据第一实施方式、第二实施方式、第三实施方式和第四实施方式的核燃料组件1允许冷却剂流经壳体30并沿着PLFR 11的下端的流动。冷却剂的该流动使PLFR 11的下端冷却，但是其还冲洗壳体30，特别是为了避免可能在沸水反应堆(BWR)中围绕PLFR的下端累积的CRUD(乔克里弗未识别沉积物)。如在第三实施方式中所示的，该特征不一定出现。
在所有的公开实施方式中，基部2和PLFR 11的关系可以通过基部2的除了碎片过滤器以外的其他部件而实施。
另外，仅仅PLFR 11中的一些可以被夹具33保持，其他的PLFR 11被其他已知的保持设备来保持。

Claims (8)

1.一种用于沸水反应堆的核燃料组件(1)，包括基部(2)、头部(3)以及全长燃料棒(9)和部分长度燃料棒(11)的束(4)，所述束(4)从所述基部(2)向上且纵向地延伸到所述头部(3)，所述核燃料组件(1)包括用于关于所述基部(2)纵向地保持部分长度燃料棒(11)的下塞(13)的至少一个夹具(33)，
其特征在于，所述夹具(33)是装配到所述基部(2)的附加部件，
所述夹具(33)通过互补组装设备的机械接合组装到所述基部(2)，
所述夹具(33)被完全地包括在设置在所述基部(2)中的壳体(30)中，
所述壳体(30)是从所述基部(2)的上表面(36)延伸到所述基部(2)的下表面(39)的通孔，
所述夹具(33)包括支撑设备，所述支撑设备适合于接触所述部分长度燃料棒(11)的所述下塞(13)的部分(18)，以将所述部分长度燃料棒(11)的所述下塞(13)保持在距所述基部(2)的所述下表面(39)一定距离处，并且
所述支撑设备包括围绕所述夹具(33)的纵向轴线(A)成角度地隔开的支撑翼片(61)，每个支撑翼片(61)包括在所述夹具(33)的所述纵向轴线(A)的方向上向内延伸的自由端(62)，所述支撑翼片(61)的所述自由端(62)界定用于接纳所述部分长度燃料棒(11)的所述下塞(13)的所述部分(18)的开口(75)，所述支撑翼片(61)保持所述部分长度燃料棒以抵抗相对于所述基部的向下位移。
2.根据权利要求1所述的核燃料组件(1)，其中所述互补组装设备包括第一组装设备和第二组装设备，所述第一组装设备适合于保持所述夹具(33)以抵抗所述夹具(33)相对于所述基部(2)的向上位移，并且所述第二组装设备适合于保持所述夹具(33)以抵抗相对于所述基部(2)的向下位移。
3.根据权利要求1或权利要求2所述的核燃料组件(1)，其中所述夹具(33)允许冷却剂穿过所述壳体(30)并且沿着所述部分长度燃料棒(11)的下端流动。
4.根据权利要求2所述的核燃料组件(1)，其中所述第二组装设备包括设置在所述壳体(30)中的下支撑表面(55)，所述支撑翼片(61)纵向地支撑在所述下支撑表面(55)上。
5.根据权利要求2所述的核燃料组件(1)，其中所述第一组装设备包括弹性组装翼片(78)和设置在所述壳体(30)中的邻接表面(51)，所述弹性组装翼片(78)设置在所述夹具(33)上并包括向上延伸的自由端(86)，所述邻接表面(51)适合于与所述弹性组装翼片(78)的所述自由端(86)接合。
6.根据权利要求1或权利要求2所述的核燃料组件(1)，其中所述夹具(33)包括弹性保持翼片(94)，所述弹性保持翼片(94)围绕所述夹具(33)的纵向轴线(A)成角度地隔开并且适合于与设置在所述部分长度燃料棒(11)的所述下塞(13)上的肩部(20)接合，以防止所述部分长度燃料棒(11)与所述基部(2)脱离接合。
7.根据权利要求2所述的核燃料组件(1)，其中所述第一组装设备包括弹性组装翼片(78)和设置在所述壳体(30)中的邻接表面(51)，所述弹性组装翼片(78)设置在所述夹具(33)上并包括向上延伸的自由端(86)，所述邻接表面(51)适合于与所述弹性组装翼片(78)的所述自由端(86)接合，其中所述夹具(33)包括弹性保持翼片(94)，所述弹性保持翼片(94)围绕所述夹具(33)的纵向轴线(A)成角度地隔开并且适合于与设置在所述部分长度燃料棒(11)的所述下塞(13)上的肩部(20)接合，以防止所述部分长度燃料棒(11)与所述基部(2)脱离接合，并且其中所述夹具(33)包括主体(58)，并且其中所述支撑翼片(61)从所述主体(58)的下边缘(63)向内延伸，且所述弹性保持翼片(94)和所述弹性组装翼片(78)从所述主体(58)的上边缘(81)向上延伸。
8.根据权利要求7所述的核燃料组件(1)，其中在所述支撑设备防止所述部分长度燃料棒(11)进一步向下移动的就座位置中，所述夹具(33)仅仅借助于所述支撑翼片(61)和所述弹性保持翼片(94)接触所述部分长度燃料棒(11)的所述下塞(13)，在所述部分长度燃料棒(11)的在所述支撑翼片(61)和所述弹性保持翼片(94)之间延伸的部分中，在所述夹具(33)的内表面和所述部分长度燃料棒(11)的所述下塞(13)的周边表面之间存在径向间隙。
CN201180033519.4A 2010-07-06 2011-07-06 具有咬接型套筒弹簧的bwr核燃料组件 Active CN103052994B (zh)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
EP10305752A EP2405443A1 (en) 2010-07-06 2010-07-06 BWR nuclear fuel assembly with snap-in sleeve spring
EP10305752.7 2010-07-06
PCT/EP2011/061410 WO2012004305A2 (en) 2010-07-06 2011-07-06 Bwr nuclear fuel assembly with snap-in sleeve spring

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN103052994A CN103052994A (zh) 2013-04-17
CN103052994B true CN103052994B (zh) 2017-02-08

Family

ID=43086300

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201180033519.4A Active CN103052994B (zh) 2010-07-06 2011-07-06 具有咬接型套筒弹簧的bwr核燃料组件

Country Status (8)

Country Link
US (1) US9715946B2 (zh)
EP (2) EP2405443A1 (zh)
JP (1) JP5917506B2 (zh)
KR (1) KR20130092552A (zh)
CN (1) CN103052994B (zh)
ES (1) ES2560608T3 (zh)
TW (1) TW201234388A (zh)
WO (1) WO2012004305A2 (zh)

Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US9159460B2 (en) * 2011-09-23 2015-10-13 Global Nuclear Fuels—Americas, Llc Bundle retention clip, fuel assembly including the same, and method of assembling fuel assembly
CN102610286B (zh) * 2012-03-30 2015-02-04 中国科学院合肥物质科学研究院 一种可换料液态重金属反应堆的燃料组件固定装置
WO2020205079A2 (en) * 2019-02-25 2020-10-08 Westinghouse Electric Company Llc Anti-rotation arrangements for thermal sleeves

Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5490191A (en) * 1994-09-29 1996-02-06 Siemens Power Corporation BWR nuclear fuel assembly
DE20105913U1 (de) * 2001-04-04 2001-07-19 Framatome Anp Gmbh Kernreaktor-Brennelement

Family Cites Families (22)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3158543A (en) * 1959-08-14 1964-11-24 Sherman Jerome Fuel assembly support system for nuclear reactor
GB935025A (en) * 1960-08-11 1963-08-28 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to apparatus for releasably suspending a nuclear fuel element
US3791466A (en) * 1969-05-19 1974-02-12 Westinghouse Electric Corp Low parasitic capture fuel assembly structure
NL7205288A (zh) * 1972-04-20 1973-10-23
US4152206A (en) * 1977-06-06 1979-05-01 The Babcock & Wilcox Company Nuclear fuel element end fitting
US4664879A (en) * 1984-07-26 1987-05-12 Westinghouse Electric Corp. Guide tube flow restrictor
US4822558A (en) * 1987-07-30 1989-04-18 Westinghouse Electric Corp. Thimble guide extender for a nuclear power plant
JP2590241B2 (ja) 1988-11-22 1997-03-12 株式会社東芝 燃料集合体
JPH02268289A (ja) * 1989-04-10 1990-11-01 Toshiba Corp 燃料集合体
DE4114004A1 (de) * 1991-04-29 1992-11-05 Siemens Ag Brennelement fuer kernreaktoren
US5272742A (en) * 1992-07-20 1993-12-21 B&W Fuel Company Upper end fitting
US5342139A (en) * 1992-09-30 1994-08-30 Bridgestone/Firestone, Inc. Snap mounted attachment device
FR2714762B1 (fr) * 1993-12-30 1996-03-15 Framatome Sa Assemblage combustible d'un réacteur nucléaire refroidi par de l'eau légère.
US5367548A (en) * 1994-03-15 1994-11-22 B&W Fuel Company Guide tube retainer
US5533078A (en) * 1994-09-29 1996-07-02 Siemens Power Corporation Nuclear fuel assembly for a pressurized water reactor
USD372192S (en) * 1995-04-14 1996-07-30 Nucon Corporation Cover for a pallet connector
US5730657A (en) * 1997-03-20 1998-03-24 General Motors Corporation Shaft coupling
US6115440A (en) * 1998-04-29 2000-09-05 Westinghouse Electric Company Llc Quick release, removable top nozzle assembly
US6199837B1 (en) * 1998-05-01 2001-03-13 Bridgestone/Firestone, Inc. Thermoplastic elastomer air spring
FR2788832B1 (fr) * 1999-01-26 2001-02-23 Legris Sa Dispositif de raccordement rapide d'un tube a un element rigide
DE102004059195B3 (de) 2004-12-09 2006-02-23 Framatome Anp Gmbh Brennelement für einen Siedewasserreaktor
US7548602B2 (en) * 2006-03-09 2009-06-16 Westinghouse Electric Co. Llc Spacer grid with mixing vanes and nuclear fuel assembly employing the same

Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5490191A (en) * 1994-09-29 1996-02-06 Siemens Power Corporation BWR nuclear fuel assembly
DE20105913U1 (de) * 2001-04-04 2001-07-19 Framatome Anp Gmbh Kernreaktor-Brennelement

Also Published As

Publication number Publication date
EP2591474B1 (en) 2015-11-25
ES2560608T3 (es) 2016-02-22
TW201234388A (en) 2012-08-16
JP2013531798A (ja) 2013-08-08
US20130163712A1 (en) 2013-06-27
WO2012004305A2 (en) 2012-01-12
EP2591474A2 (en) 2013-05-15
EP2405443A1 (en) 2012-01-11
CN103052994A (zh) 2013-04-17
KR20130092552A (ko) 2013-08-20
WO2012004305A3 (en) 2012-03-08
US9715946B2 (en) 2017-07-25
JP5917506B2 (ja) 2016-05-18

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN103052994B (zh) 具有咬接型套筒弹簧的bwr核燃料组件
US4675154A (en) Nuclear fuel assembly with large coolant conducting tube
US20080084957A1 (en) Nuclear reactor fuel assemblies
US3595748A (en) Nuclear reactor control device
US4420458A (en) Nuclear fuel assembly with coolant conducting tube
US20080253496A1 (en) Nuclear reactor control rod spider assembly
CN102301430A (zh) 轻水反应堆燃料组件（替换物）、轻水反应堆和燃料组件的燃料元件
ZA200605112B (en) Fuel assembly end-piece with means for maintaining pencil ends and corresponding assembly
CN105469838A (zh) 燃料组件及其提高反应堆安全性的燃料棒
KR100996956B1 (ko) 분할 핵연료봉용 상하부 중간 봉단마개 및 이를 구비한 분할 핵연료봉
KR940003793B1 (ko) 연료집합체 내에 제사용 로킹관
US20070165767A1 (en) Terminal end-piece for a fuel assembly having a nose for orienting the flow of coolant fluid and corresponding assembly
US20090135989A1 (en) Segmented fuel rod bundle designs using fixed spacer plates
US5479464A (en) Expandable top nozzle and device for securing same to a nuclear fuel assembly
JPH0631750B2 (ja) 燃料集合体の上部ノズル取付構造
KR100906401B1 (ko) 내부삽입관 회전 방지 장치가 설치된 해체 조립이 용이한상단고정체와 안내관의 체결구조
FI82782B (fi) Kaernreaktors braensleelement.
US5610961A (en) Fuel assembly structure using channel for load support
US5748695A (en) Fuel assembly structure selectively using channel and coolant rod for load support and method
KR0163418B1 (ko) 경수 냉각 원자로용의 착탈식 연료 집합체
US10720246B2 (en) Fuel assembly arrangement for retaining fuel rod end plug to bottom nozzle
US8885790B2 (en) Reverse conical lower end plug for an annular nuclear fuel rod
US9484118B2 (en) BWR nuclear fuel assembly with non-retained partial length fuel rods
JPH08189981A (ja) 加圧水型原子炉用燃料集合体

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
C14 Grant of patent or utility model
GR01 Patent grant