CN104246903A - 小型模块化反应堆燃料组件 - Google Patents

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Abstract

一种压水反应堆(PWR)，包括压力容器，其包含一次冷却水。核反应堆芯设置在该压力容器中并且包括多个燃料组件。各燃料组件包括多个包含核燃料的燃料棒。一种控制系统，包括多个控制棒组件(CRA)。各CRA由相应的CRA导引结构进行导引。支承元件设置在该CRA导引结构的上方，并且支承该CRA导引结构。该压力容器可以是圆柱形的，并且该支承元件可以包括支承板，该支承板的圆形周缘由圆柱形压力容器支承。该CRA导引结构合适地从该支承板向下悬挂。各所述CRA导引结构的下端包括对准特征部，所述对准特征部接合相应燃料组件的上端的相应对准特征部。

Description

小型模块化反应堆燃料组件
本申请要求于2012年4月17日提交的美国临时专利申请第61/625,448号的权益。在2012年4月17日提交的美国临时专利申请第61/625,448号的全部内容通过引用的方式合并入本文。
背景技术
下文涉及核动力反应堆领域和相关领域。
参照图1和图2，其示出了具有压水构造的核电站的下部，一般称为压水反应堆(PWR)设计。核反应堆堆芯10包括竖直定向的燃料棒的组件，该组件包含核燃料，核燃料典型地为235U。核反应堆堆芯10设置在压力容器12处或压力容器12的底部，该压力容器12包含一次冷却水，一次冷却水用作慢化剂以缓和链式反应并且用作冷却剂以冷却反应堆堆芯10。一次冷却水还用作传热介质，以将反应堆堆芯10中产生的热量传送到蒸汽发生机。在蒸汽发生机中，来自一次冷却剂的热量传送到二次冷却回路，以将二次冷却剂转化成蒸汽，蒸汽用于诸如驱动电力生产设施的涡轮机等使用目的。传统的PWR设计包括一个或(典型地)多个蒸汽发生机，所述蒸汽发生机位于包含核反应堆堆芯的压力容器的外部。大直径的管路将来自压力容器的一次冷却剂运送到外部蒸汽发生机中，并且从该蒸汽发生机返回到压力容器中，以完成一次冷却剂流动回路。在一些设计中，外部蒸汽发生机由位于压力容器内的内部蒸汽发生机代替，后者具有消除大直径管路(由二次冷却供水和蒸汽输出管线代替，该管线典型地具有较小的直径且不运送流过反应堆堆芯的一次冷却剂)的优势。应注意，图1是下反应堆堆芯区域的示意图，并且不包括与蒸汽发生器或配套部件相关的特征。
反应堆堆芯10的竖直燃料棒组织成燃料组件14。示意性的图1示出了燃料组件14的9×9阵列的侧视图，但是可以使用其它大小和/或尺寸的阵列。而各燃料组件14包括诸如18×18阵列的燃料棒或14×14阵列的燃料棒等阵列的竖直定向燃料棒。燃料组件还包括下端配件、上端配件、连接所述端配件的竖直导引管以及多个连接到所述导引管、仪器管和燃料棒的间隔格架。间隔格架绕导引管配装，以准确地限定燃料棒之间的间隔，并使燃料组件14的刚度增加。间隔格架可以焊接到导引管，也可以不焊接到导引管。(注意，图1和图2示出了各燃料组件14的燃料棒，这些燃料棒通过竖直直线示意性地被示出，而未示出间隔格架、导引管和其它特征件，这些竖直直线没有按比例绘制以对应于尺寸或量)。应注意的是，燃料组件14的阵列的尺寸通常可以不同于燃料组件14内的燃料棒的阵列的尺寸。燃料组件可以使用矩形燃料棒包装并且具有正方形横截面，或者使用六边形燃料棒包装并且具有六边形横截面等。包括燃料组件14的反应堆堆芯10设置在堆芯篮16内，该堆芯篮16安装在压力容器12的内部。各燃料组件14的下端配件包括接合堆芯板的特征部18。(图1中未以图解方式示出堆芯板、堆芯篮的安装和其它细节)。
该反应堆控制系统典型地包括由控制棒驱动机构(CRDM)(在图1和图2中未示出)操作的控制棒组件(CRA)。该CRA包括竖直定向控制棒20，控制棒20包含中子毒物。给定的控制棒通过燃料组件14的指定竖直导引管可控地插入一个燃料组件14中。典型地，用于给定的燃料组件14的所有控制棒在它们的顶端连接到共同终端结构22(有时称为爬行器(spider))，并且连接棒24在其下端与该爬行器22连接，而在其上部与控制棒驱动机构(上端未示出)连接。因此，用于单个燃料组件14的CRA包括控制棒20、爬行器22和连接棒24，并且该CRA作为单个平移单元进行移动。在PWR设计中，CRA定位在反应堆堆芯10上方，并且向上移动以从燃料组件14将控制棒20收回(并因此增强反应作用)，或者向下移动以将控制棒20插入燃料组件14(并因此减小反应作用)。控制棒驱动机构典型地设计成释放控制棒，以落入反应堆堆芯10中，并且在停电或其它异常情况下时快速地结束该链式反应。
由于反应堆控制系统是有关安全的特征，适用的核安全规定(例如，由美国的核安全管理委员会(NRC)公布的规定)适合其可靠性，并且典型地要求该CRA的平移是可靠的并且不易于堵塞。该CRA的平移应当被导引以确保控制杆竖直移动而不会进行不适当的弯曲或侧向运动。为此目的，各CRA由控制棒导引结构30支承，该控制棒导引结构30包括以间隔的方式安装在竖直框架元件34上的水平导引板32。各水平导引板32包括开口或通道或其它凸轮面(在示意性的图1和图2的侧视图中不可见)，所述开口或通道或其它凸轮面限制CRA，使得棒20、24限制为竖直运动而没有弯曲或侧向运动。
继续参照图1和图2，该CRA导引组件30具有图2中向下箭头FG,weight所示的大重量，并且由重量支承上芯板40支承。燃料组件14也是相对重的。然而，在常规PWR中，一次冷却剂循环上升通过燃料组件14，在燃料组件14上产生净升举力，该升举力由向上的箭头FFA,lift表示。由此，当典型地靠在堆芯篮16的底部上时，燃料组件14容易由升举力FFA,lift向上升举，并压抵上堆芯板40。因此，升举力FFA,lift也由上堆芯板40承受。因此，上堆芯板40是设置在CRA导引组件30的下端和相应燃料组件14的上端之间并将所述下端和所述上端间隔开来的间隔元件。为了避免损坏燃料棒，各燃料组件14典型地包括压制弹簧子组件42，该压制弹簧子组件42将燃料组件14预加载到上堆芯板40，并在正常操作期间防止燃料组件14脱离。因此，该压制弹簧子组件42也设置在CRA导引组件30的下端和相应燃料组件14的上端之间。另外，对准特征部44、46设置在燃料组件14的上端和CRA导引组件30的下端上，分别用以辅助对准。
诸如图1和图2的PWR等PWR典型地设计成提供大约500－1600兆瓦的电力。用于这些反应堆的燃料组件14的长度(即竖直高度)典型地在12英尺至14英尺之间，并且阵列大小从每燃料组件14×14燃料棒至每燃料组件18×18燃料棒变化。用于此类PWR系统的燃料组件典型地设计成在12个月至24个月的周期之间工作，然后在反应堆芯内重新整理。燃料组件典型地工作三个周期，然后被移动到废燃料池。燃料棒典型地包括基于所需堆芯能量所选择的浓缩二氧化铀(UO2)芯块或者混合的UO2/氧化钆(UO2/Gd2O3)芯块。
发明内容
本发明的一个方面中，一种压水反应堆(PWR)包括：压力容器，包含一次冷却水；核反应堆芯，设置在压力容器中并且包括多个燃料组件，其中各燃料组件包括多个包含核燃料的燃料棒；控制系统，包括多个控制棒组件，其中各控制棒组件由相应的控制棒组件导引结构导引；和设置在该控制棒组件导引结构上方的支承元件，其中，该支承元件支承该控制棒组件导引结构。在一些实施例中，该压力容器是圆柱形压力容器，并且该支承元件包括支承板，该支承板的圆形周缘由该圆柱形压力容器支承。在一些实施例中，控制棒组件导引结构从该支承板向下悬挂。在一些实施例中，各控制棒组件导引结构的下端包括对准特征部，所述对准特征部接合相应燃料组件的上端的相应对准特征部。
在本发明的又一方面，一种方法包括：操作压水反应堆(PWR)，其中该操作包括使压力容器中的一次冷却剂向上通过包括多个燃料组件的核反应堆芯而进行循环，其中各燃料组件包括多个包含核燃料的燃料棒；并且在该操作期间，将设置在压力容器中的控制棒驱动组件导引结构悬挂于设置在该控制棒驱动组件导引结构上方的悬挂锚定部上。在一些此类方法实施例中，在该操作期间，除了重力之外的向下力不施加到燃料组件。在一些此类方法实施例中，在该操作期间，燃料组件向上的应变和已悬挂的控制棒驱动组件导引结构的向下的应变由燃料组件的顶部和已悬挂的控制棒驱动组件导引结构的底部之间的间隙来适应。
在本发明的另一方面中，一种压水反应堆(PWR)包括：压力容器，包含一次冷却水；核反应堆芯，设置在压力容器中并且包括多个燃料组件，其中各燃料组件包括多个包含核燃料的燃料棒；控制系统，包括多个控制棒组件，其中各控制棒组件包括选择性地插入核反应堆堆芯的控制棒，并且各控制棒组件由相应的控制棒组件导引结构导引；其中在控制棒组件导引结构的底部和核反应堆堆芯的顶部之间存在有间隙，并且其中，没有间隔元件或弹簧设置在该间隙中。在一些实施例中，控制棒组件导引结构不从所述控制棒组件导引结构的下方被支承。在一些实施例中，核反应堆堆芯的燃料组件和控制棒组件导引结构之间具有一一对应的关系，并且各控制棒组件导引结构的下端包括对准特征部，所述对准特征部接合相应燃料组件的上端的相应对准特征部。在一些实施例中，所述PWR还包括支承元件，该支承元件设置在控制棒组件导引结构的上方，并且锚定控制棒组件导引结构的顶部，使得该控制棒组件导引结构悬挂在该支承元件上。在一些实施例中，PWR的工作状态期间位于压力容器中的一次冷却水的流动不足以将燃料组件向上升举。
在本发明的另一方面中，一种核反应堆燃料组件构造用于安装和用于压水核反应堆(PWR)。核反应堆燃料组件包括含有核燃料的燃料棒束和设置在核反应堆燃料组件上端的对准特征部。核反应堆燃料组件的上端不构造成载荷支承结构。在一些实施例中，核反应堆燃料组件的上端不包括任何压制弹簧。在一些实施例中，设置在核反应堆燃料组件上端的对准特征部构造成与控制棒组件导引结构的相应对准特征部配合。
附图说明
本发明可采用各种部件和部件的组合的形式，以及各种工艺操作和工艺操作的组合的形式。附图仅是为了示出较佳实施例的目的，而不应解释为限制本发明。
图1示意地示出根据现有技术的压水反应堆(PWR)的下部的侧部剖视图。
图2示意地示出了图1中的现有技术PWR的单个燃料组件和相应控制棒组件(CRA)导引结构的分解图。
图3示意地示出了如本文所述的低流速PWR的下部的侧部剖视图。
图4示意地示出了图3中公开的PWR的单个燃料组件和相应CRA导引结构的分解图。
图5示意地示出了图3和图4的实施例的CRA导引结构的下端和燃料组件的上端的放大视图，其中示出了配合特征部和间隙。
图6示意性地示出了另一公开的PWR实施例的单个燃料组件和相应CRA导引结构。
图7示意性地示出了合适的运送构造，该运送构造用于在加燃料或再加燃料操作期间通过轨道或其它合适载运件将燃料组件和连续的CRA导引结构运送到PWR现场，以进行安装。
具体实施方式
参照图3和图4，其示出了压水反应堆(PWR)，该PWR设计成作为小型模块化反应堆(SMR)进行工作。该SMR优选地输出小于或等于300兆瓦(电)，但是可以考虑该SMR以更高的功率输出。图3和图4的PWR设计成以相对较低的一次冷却剂流速进行工作，因为有相对较低的SMR输出功率，所以此是可行的。图3和图4的PWR包括具有图1和图2的PWR中的相应作用的多个部件，包括：反应堆压力容器12；反应堆堆芯10，包括堆芯篮16中的燃料组件14；用于各燃料组件的控制棒组件(CRA)，包括安装在爬行器22上的控制棒20，该爬行器22连接到连接棒24的下端；用于各CRA的CRA导引结构30，包括以间隔方式安装在竖直框架元件34上的水平导引板32。虽然这些部件具有图1和图2的常规PWR中的相应作用，但是应当理解的是在图3和图4的PWR中的部件的大小或其它方面可以被最优化以用于该SMR的工作方式。例如，设计以在150兆瓦电工作的PWR可以具有燃料组件14，燃料组件14长度为8英尺，并且每个燃料组件14都使用17×17的燃料棒束，燃料棒束具有以0.496英寸的间距隔开的24个导引管。
图3和图4的PWR省略了图1和图2的实施例的上堆芯板40。省略该重量支承板40具有很大的优势。其减小了材料的总量，因此降低了生产成本。另外，上堆芯板40具有较大的前部区域，所以产生了流动阻力。虽然可以通过在上堆芯板40中包括流动通道而在一定程度上缓和此情况，但是由控制棒20、CRA导引组件30的下端板和燃料组件14的上端配件所占据的前部区域限制了可移除的其余前部区域的量。上堆芯板40的载荷支承性也限制了可以安全移除材料以将流动通道引导通过板40的量，因为移除材料以提供流动通道会减小板40的载荷支承能力。
然而，省略载荷支承上堆芯板40会引入大量新问题。在图1和图2的实施例中，板40执行这样的功能，即支承CRA导引组件30的重量并提供上止挡部，在燃料组件14上的升举力FFA,lift作用于此止挡部以稳定燃料组件14的位置。另外，上堆芯板40提供用于使燃料组件14和它们相应的CRA导引组件30对准的公共锚定点。如下，这些问题在图3和图4的实施例中得到解决。
在图3和图4的实施例中，CRA导引组件30从上方由设置在CRA导引组件30上方的支承元件50悬置。在压力容器12是圆柱形压力容器的实施例中(其中，应当理解的是，上下文中的“圆柱”允许与数学中的标准圆柱有一定差异，例如允许压力容器12的上端逐渐减小，增加各种容器穿透或凹部，等等)，支承元件50合适地是支承板50，该支承板50的圆形周缘由圆柱形压力容器支承(例如，由环形支架支承，或者通过将支承板50的周缘焊接到该圆柱形压力容器的内部圆柱壁上而支承，等等)。在一些实施例中，CRA导引组件30不被从下方支承。该布置方式是可行的，因为与图1和图2的较高功率PWR相比，在SMR设计中，燃料组件14的减少的高度减小了用于CRA的必要行程，并因此减小了用于图3和图4的SMR中CRA导引组件30的必要高度。
与图1和图2的PWR的上堆芯板40相比，支承元件50定位在压力容器12的较不拥挤的区域中。位于CRA支承结构30上方的区域包括CRA组件30的上端和连接棒24，但不包括燃料组件。因此，存在支承板50的更多“未用的”前部区域，这些区域允许形成通向支承元件50的相对更多和/或更大的流动通道。支承元件50与反应堆堆芯10的距离也比图1和图2的PWR的上堆芯板40与反应堆堆芯10的距离要远，此使得由支承元件50的前部所导致的流动阻力可以进行任意的空间变化，该变化相比于上堆芯板40问题较小。
相应于向上的升举力FFA,lift的、由上堆芯板40提供的载荷支承在图3和图4的SMR中是不需要的，因为足以提供300兆瓦(电)的SMR输出的流量一般不足以产生能够克服燃料组件14的重量的升举力。因此，在图3和图4的SMR实施例中，燃料组件14具有净力FFA,weight，该净力是燃料组件14的重量减去由相对较低一次冷却剂流量产生的升举力的差值。因此，燃料组件14保持由堆芯篮16(或者由堆芯篮16内部的堆芯板部件或形成堆芯篮16底部的堆芯板部件)从下方支承。因此，在图3和图4的实施例中，燃料组件14的上端不构造成载荷支承结构，并且在图3和图4的SMR实施例中，省略了上堆芯板40和压制弹簧42。
继续参照图3和图4，并且进一步参照图5，通过使位于燃料组件14的顶端上的配合特征部60和位于CRA导引结构30的底端上的相应配合特征部62接合而实现相应CRA导引结构30和燃料组件14之间的相对对准。特征部60、62确保侧向对准。在所示实施例中，位于燃料组件14的顶端上的配合特征部60是突出部，例如是销，而位于CRA导引结构30的底部上的配合特征部62是配合凹部；然而，可以考虑其它配合特征构造。在一些实施例中，位于燃料组件14的顶端上的配合销60也用作在再加料或其它维护操作期间用于将燃料组件14升举出PWR的锚定点，如沃尔顿(Walton)等人在2011年8月19日提交的、名为“核反应堆再加料方法和装置(Nuclear Reactor Refueling Methodsand Apparatuses)”的美国申请序列第13/213,389号中所述的，其全部内容通过引用的方式合并入本文。
特别参照图4和图5，竖直对准是另一问题。当燃料组件14和CRA导引结构30从环境温度上升到工作温度时，部件14、30受到相应的应变SG,thermal、SFA,thermal。在图3至图5的实施例中，CRA导引结构30的上端和燃料组件14的下端都可以被锚定。因此，热膨胀使得燃料组件14的上端和CRA导引结构30的下端一起更加靠近。该膨胀由CRA导引结构30的下端和燃料组件14的上端之间的间隙G适应。该间隙G被选择以适应在工作期间或可靠的故障情形期间至少达到可靠地期望获得的温度时所产生的热膨胀。配合特征部60、62设计成跨过间隙G，以提供CRA导引结构30和相应燃料组件14之间的侧向对准。将会注意的是，在间隙G中没有间隔元件或弹簧。(当控制棒20插入燃料组件14时，控制棒20穿过间隙G；然而，控制棒20不是将CRA导引结构30和燃料组件14隔开的间隔元件，并且也不是弹簧。类似地，一次冷却水充满间隙G，但其既不是间隔元件也不是弹簧)。
图3至图5的实施例使用CRA导引结构30，该导引结构30包括安装在竖直框架元件34上的间隔的水平导引板32。此是常规的CRA导引结构设计，并且通常与设置在PWR的压力容器12外部和上方的外部控制棒驱动机构(CRDM)单元(在图3至图5中未示出)结合使用。在一些实施例中，可考虑使用设置在压力容器12内侧的内部CRDM。
参照图6，也应考虑的是，使用连续的CRA导引结构30C，该CRA导引结构30C在其整个长度上为CRA提供连续的支承/导引。图6的实施例也使用重的终止元件22H来代替常规爬行器，以提供公共终止结构，各控制棒20的顶端被连接在该公共终止结构处。相比于图3至图5的PWR的常规CRA20、22、24，该重终止元件22H有利地将大的重量增加到平移的CRA20、22H、24。该附加的重量减小了SCRAM的时间，并且有效地补偿SMR的CRA的以其他方式减小的重量，该SMR的CRA相比于更高功率的PWR的CRA缩短了。图6的“插图”示出了重终止元件22H的立体图，同时图6的“截面图A-A”示出了连续CRA导引结构30C的横截面。如截面图A-A中可以看到的，CRA导引结构30C包括导引控制棒20的凸轮表面70，和导引重终止元件22H的较大波状外形中部开口72。另外，CRA导引结构30C包括流动通道74以当CRA在SCRAM期间落下时允许一次冷却水从内部容积70、72中快速流出。在Shargots等人于2010年10月21日提交的、名称为“用于核反应堆的控制棒组件的支承结构(Support Structure For A Control Rod Assembly Of A NuclearReactor)”美国申请序列第12/909,252号中阐述了连续CRA导引结构30C和重终止元件22H的其它方面，其全部内容通过引用的方式合并入本文。
参照图7，燃料组件14、CRA导引结构30C和连接棒24合适地作为组件进行运输。由于核反应堆燃料组件的上端不是构造为载荷支承结构，并且不包括压制弹簧子组件42(比较图2)，因此减小了运输重量，并且消除了运输期间压制弹簧与周围物体缠绕或冲突的可能性。如图7所示，用于燃料组件14的运输构造包括完全插入燃料组件14的控制棒20。可选地，重终止元件22H(或者，可替换地，在使用爬行器22的实施例中的爬行器22)在运输期间连接到插入燃料组件14的控制棒20的顶端。连续的CRA导引结构30C可以作为单个组装单元进行运输，如图7所示，或者可替换地，可以构造成堆叠段，这些堆叠段以分开方式运输并且在PWR现场被焊接在一起。连接棒24合适地作为独立元件运输，该独立元件从爬行器或重终止元件22、22H上卸下。连接棒24的下端可选地包括J形锁定配件或其它联接件80，在安装到PWR期间，通过该零件80，所述下端可以连接到爬行器或重终止元件22、22H。可替换地，所述下端可以直接焊接到爬行器或重终止元件22、22H。
已说明和描述了较佳实施例。显然，其他人在阅读和理解前述详细说明书后会进行各种修改和变型。其意指本发明诠释为包括迄今为止的所有修改和变型，只要这些修改和变型在所附权利要求及其等同物的范围内。

Claims (24)

1.一种设备，所述设备包括：
压水反应堆(PWR)，所述压水反应堆包括：
压力容器，其包含一次冷却水；
核反应堆芯，其设置在所述压力容器中，并且包括多个燃料组件，其中各所述燃料组件包括多个包含核燃料的燃料棒；
控制系统，包括多个控制棒组件，其中各所述控制棒组件由相应的控制棒组件导引结构所导引；和
支承元件，其设置在所述控制棒组件导引结构上方，其中，所述支承元件支承所述控制棒组件导引结构。
2.如权利要求1所述的设备，其特征在于，所述压力容器是圆柱形压力容器，并且所述支承元件包括支承板，所述支承板的圆形周缘由所述圆柱形压力容器支承。
3.如权利要求2所述的设备，其特征在于，所述控制棒组件导引结构从所述支承板向下悬挂。
4.如权利要求2所述的设备，其特征在于，各所述控制棒组件导引结构的下端包括对准特征部，所述对准特征部接合相应燃料组件的上端的相应对准特征部。
5.如权利要求4所述的设备，其特征在于，在各所述控制棒组件导引结构的下端和相应燃料组件的上端之间存在有间隙。
6.如权利要求5所述的设备，其特征在于，所述燃料组件从下方被支承。
7.如权利要求4所述的设备，其特征在于，在各所述控制棒组件导引结构的下端和相应燃料组件的上端之间的所述间隙中没有设置间隔元件。
8.如权利要求2所述的设备，其特征在于，所述控制棒组件导引结构不从下方被支承。
9.如权利要求2所述的设备，其特征在于，在所述压水反应堆的工作状态期间位于所述压力容器中的一次冷却水的流动不足以将所述燃料组件向上升举。
10.如权利要求1所述的设备，其特征在于，所述控制棒组件导引结构从所述支承元件向下悬挂。
11.如权利要求1所述的设备，其特征在于，各所述控制棒组件导引结构的下端包括配合结构，所述配合结构与相应燃料组件的上端相配合。
12.如权利要求1所述的设备，其特征在于，在各所述控制棒组件导引结构的下端和相应燃料组件的上端之间存在有间隙。
13.如权利要求12所述的设备，其特征在于，在各所述控制棒组件导引结构的下端和相应燃料组件的上端之间的所述间隙中没有设置间隔元件。
14.如权利要求1所述的设备，其特征在于，所述控制棒组件导引结构不从下方被支承。
15.如权利要求1所述的设备，其特征在于，在所述压水反应堆的工作状态期间位于所述压力容器中的一次冷却水的流动不足以将所述燃料组件向上升举。
16.如权利要求1所述的设备，其特征在于，在所述燃料组件的顶部上没有设置压制弹簧。
17.一种方法，包括：
操作压水反应堆(PWR)，其中所述操作包括使压力容器中的一次冷却剂向上通过包括多个燃料组件的核反应堆芯而进行循环，其中各所述燃料组件包括多个包含核燃料的燃料棒；以及
在所述操作期间，将设置在所述压力容器中的控制棒驱动组件导引结构悬挂于设置在控制棒驱动组件导引结构上方的悬挂锚定部上。
18.如权利要求17所述的方法，其特征在于，还包括：
在所述操作期间，不将除了重力之外的向下力施加到所述燃料组件。
19.如权利要求18所述的方法，其特征在于，还包括：
在所述操作期间，所述燃料组件向上的应变和已悬挂的所述控制棒驱动组件导引结构的向下的应变由所述燃料组件的顶部和已悬挂的所述控制棒驱动组件导引结构的底部之间的间隙来适应。
20.一种设备，所述设备包括：
压水反应堆(PWR)，所述压水反应堆包括：
压力容器，其包含一次冷却水；
核反应堆芯，其设置在所述压力容器中，并且包括多个燃料组件，其中各所述燃料组件包括多个包含核燃料的燃料棒；
控制系统，包括多个控制棒组件，其中各所述控制棒组件包括选择性地插入所述核反应堆芯的控制棒，并且其中，各所述控制棒组件由相应的控制棒组件导引结构导引；
其中，在所述控制棒组件导引结构的底部和所述核反应堆堆芯的顶部之间存在有间隙，并且其中，没有间隔元件或弹簧设置在所述间隙中。
21.如权利要求20所述的设备，其特征在于，所述控制棒组件导引结构不从所述控制棒组件导引结构的下方被支承。
22.如权利要求20所述的设备，其特征在于：
在所述控制棒组件导引结构和所述核反应堆芯的燃料组件之间具有一一对应的关系，并且
各所述控制棒组件导引结构的下端包括对准特征部，所述对准特征部接合相应燃料组件的上端的相应对准特征部。
23.如权利要求20所述的设备，其特征在于，所述压水反应堆还包括：
支承元件，所述支承元件设置在所述控制棒组件导引结构的上方，并且锚定所述控制棒组件导引结构的顶部，使得所述控制棒组件导引结构悬挂在所述支承元件上。
24.如权利要求20所述的设备，其特征在于，在所述压水反应堆的工作状态期间位于所述压力容器中的一次冷却水的流动不足以将所述燃料组件向上升举。
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Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN106257596A (zh) * 2016-09-06 2016-12-28 中国核动力研究设计院 一种小型反应堆异形控制棒
CN108389632A (zh) * 2018-02-12 2018-08-10 中国科学院上海应用物理研究所 一种熔盐堆堆芯
CN110415837A (zh) * 2019-07-30 2019-11-05 哈尔滨工程大学 一种径向模块化核反应堆
CN114242273A (zh) * 2021-12-17 2022-03-25 中国核动力研究设计院 一种基于9×9棒栅燃料组件的小型反应堆堆芯
CN115132378A (zh) * 2022-07-08 2022-09-30 中国核动力研究设计院 一种采用ods不锈钢基的弥散微封装棒状燃料元件及反应堆

Families Citing this family (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN104246903A (zh) 2012-04-17 2014-12-24 巴布科克和威尔科克斯M能量股份有限公司 小型模块化反应堆燃料组件
US11935663B2 (en) 2012-05-21 2024-03-19 Smr Inventec, Llc Control rod drive system for nuclear reactor
WO2014025700A2 (en) * 2012-08-06 2014-02-13 Holtec International, Inc. Fail-safe control rod drive system for nuclear reactor
US9140425B2 (en) * 2013-03-04 2015-09-22 Electronic Theatre Controls, Inc. Cyc attachment for a light engine
FI130660B1 (fi) * 2022-02-22 2024-01-09 Teknologian Tutkimuskeskus Vtt Oy Integroitu polttoaine- ja ohjausjärjestelmä

Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3379617A (en) * 1965-05-25 1968-04-23 Westinghouse Electric Corp Means for supporting fuel elements in a nuclear reactor
US3814667A (en) * 1971-05-20 1974-06-04 Combustion Eng Fuel assembly hold-down device
US3940311A (en) * 1972-01-21 1976-02-24 Westinghouse Electric Corporation Nuclear reactor internals construction and failed fuel rod detection system
US4078966A (en) * 1974-03-12 1978-03-14 Commissariat A L'energie Atomique System for the emergency injection of liquid into a nuclear reactor core
US4793965A (en) * 1986-11-03 1988-12-27 Westinghouse Electric Corp. Simplified, flexible top end support for cantilever-mounted rod guides of a pressurized water reactor
CN1233842A (zh) * 1998-04-27 1999-11-03 东芝株式会社 反应堆内设备操作装置
CN201247601Y (zh) * 2008-06-20 2009-05-27 上海核工程研究设计院 一种燃料组件骨架
US20100316177A1 (en) * 2009-06-10 2010-12-16 Stambaugh Kevin J Control rod drive mechanism for nuclear reactor

Family Cites Families (76)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3853703A (en) * 1972-07-03 1974-12-10 Combustion Eng Fuel assembly hold-up device
US4381284A (en) * 1980-12-16 1983-04-26 Westinghouse Electric Corp. Fuel assembly for a nuclear reactor
US4863678A (en) 1985-12-09 1989-09-05 Westinghouse Electric Corp. Rod cluster having improved vane configuration
US4857264A (en) 1986-11-03 1989-08-15 Westinghouse Electric Corp. Frictionally loaded top end supports for cantilever-mounted rod guides of a pressurized water reactor
US4876061A (en) 1986-11-03 1989-10-24 Westinghouse Electric Corp. Resiliently loaded lateral supports for cantilever-mounted rod guides of a pressurized water reactor
JPS63273090A (ja) 1987-04-30 1988-11-10 Mitsubishi Nuclear Fuel Co Ltd 支持格子
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
US4882123A (en) 1988-03-01 1989-11-21 General Electric Company Hafnium control rod for nuclear reactors
US4895698A (en) 1988-03-14 1990-01-23 Westinghouse Electric Corp. Nuclear fuel rod grip with modified diagonal spring structures
US4888151A (en) 1988-08-17 1989-12-19 Westinghouse Electric Corp. Reconstitutable control assembly having removable control rods with detachable split upper end plugs
US5141711A (en) 1988-08-17 1992-08-25 Westinghouse Electric Corp. Reconstitutable control assembly having removable control rods with detachable split upper end plugs
DE3839838A1 (de) 1988-11-25 1990-05-31 Bbc Reaktor Gmbh Kerneinbauten eines wassergekuehlten kernreaktors
US4993864A (en) 1988-12-15 1991-02-19 Westinghouse Electric Corp. Reconstitutable control assembly having removable control rods with detachable split upper end plugs
US4994233A (en) 1989-01-27 1991-02-19 Westinghouse Electric Corp. Fuel rod with axial regions of annular and standard fuel pellets
US4990304A (en) 1989-01-27 1991-02-05 Westinghouse Electric Corp. Instrumentation tube features for reduction of coolant flow-induced vibration of flux thimble tube
US4923669A (en) 1989-02-21 1990-05-08 Westinghouse Electric Corp. Nuclear fuel rod grid spring and dimple structures having chamfered edges for reduced pressure drop
US4996018A (en) 1989-04-19 1991-02-26 Westinghouse Electric Corp. High pressure thimble/guide tube seal fitting with built-in low pressure seal especially suitable for facilitated and more efficient nuclear reactor refueling service
US4966745A (en) 1989-06-28 1990-10-30 Westinghouse Electric Company Fuel rod gripper end cap for minimizing impact with grid cell dimples
US5043134A (en) 1989-06-28 1991-08-27 Westinghouse Electric Corp. Fuel rod gripper end cap for minimizing impact with grid cell dimples
US5064607A (en) 1989-07-10 1991-11-12 Westinghouse Electric Corp. Hybrid nuclear reactor grey rod to obtain required reactivity worth
US5024806A (en) 1989-09-21 1991-06-18 Westinghouse Electric Corp. Enhanced debris filter bottom nozzle for a nuclear fuel assembly
US5009837A (en) 1989-11-03 1991-04-23 Westinghouse Electric Corp. Axially modular fuel assembly and rod for optimal fuel utilization
US5068083A (en) 1990-05-29 1991-11-26 Westinghouse Electric Corp. Dashpot construction for a nuclear reactor rod guide thimble
US5265137A (en) 1990-11-26 1993-11-23 Siemens Power Corporation Wear resistant nuclear fuel assembly components
FR2674982B1 (fr) 1991-04-08 1994-03-04 Framatome Outil de manutention d'une grappe de crayons de poison consommable.
US5200138A (en) 1991-08-05 1993-04-06 Westinghouse Electric Corp. Spectral shift-producing subassembly for use in a nuclear fuel assembly
US5158740A (en) 1991-08-05 1992-10-27 Westinghouse Electric Corp. Fuel rod end plug welding method
US5207980A (en) 1991-10-27 1993-05-04 Westinghouse Electric Corp. Top nozzle-mounted replacement guide pin assemblies
US5268948A (en) 1992-06-25 1993-12-07 Duke Power Company Locking assembly for nuclear fuel bundles
US5282231A (en) 1992-09-23 1994-01-25 Siemens Power Corporation Lower tie plate cast frame
US5274685A (en) 1992-09-24 1993-12-28 Siemens Power Corporation Non-levitating PWR fuel assembly
US5299246A (en) 1992-09-25 1994-03-29 Combustion Engineering, Inc. Shape-memory alloys in the construction of nuclear fuel spacer grids
US5282233A (en) 1992-09-28 1994-01-25 Combustion Engineering, Inc. Low pressure drop easy load end cap
US5367549A (en) 1993-05-06 1994-11-22 Combustion Engineering, Inc. Hexagonal grid
US5361279A (en) 1993-06-14 1994-11-01 General Electric Company Internal control rod drive for a BWR
US5436945A (en) 1993-12-03 1995-07-25 Combustion Engineering, Inc. Shadow shielding
US5513234A (en) 1994-07-18 1996-04-30 Rottenberg; Sigmunt Structural member for nuclear reactor pressure tubes
US5625657A (en) 1995-03-31 1997-04-29 Siemens Power Corporation Method of repairing a nuclear fuel rod assembly with damaged fuel rod and a damaged spacer
FR2736747B1 (fr) 1995-07-12 1997-08-22 Commissariat Energie Atomique Dispositif de desaccouplement automatique d'une tige de commande et d'un ensemble absorbant de reacteur nucleaire
US5640434A (en) 1995-07-31 1997-06-17 Rottenberg; Sigmunt Miniaturized nuclear reactor utilizing improved pressure tube structural members
SE508645C2 (sv) 1996-06-20 1998-10-26 Asea Atom Ab Kärnbränslepatron för lättvattenreaktor med axiellt gap i det klyvbara materialet
JPH1123765A (ja) 1997-05-09 1999-01-29 Toshiba Corp 原子炉の炉心
US5841824A (en) 1997-05-13 1998-11-24 Westinghouse Electric Corporation System and method for testing the free fall time of nuclear reactor control rods
KR100265027B1 (ko) 1997-12-12 2000-09-01 장인순 원자로의핵연료집합체이중판노즐형냉각재혼합지지격자
JPH11281784A (ja) 1998-03-26 1999-10-15 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 制御棒
US6091790A (en) 1998-05-08 2000-07-18 Combustion Engineering, Inc. Control element assembly position system
US6055288A (en) 1998-07-24 2000-04-25 Westinghouse Electric Company Nuclear reactor vessel
GB0000241D0 (en) 2000-01-07 2000-03-01 British Nuclear Fuels Plc Improvements in and relating to nuclear fuel assemblies
JP2002122686A (ja) 2000-10-17 2002-04-26 Toshiba Corp 沸騰水型原子力発電プラントおよびその建設工法
ES2302769T3 (es) 2001-04-05 2008-08-01 Mitsubishi Heavy Industries, Ltd. Conjunto de combustible.
FR2826172B1 (fr) 2001-06-14 2003-09-19 Framatome Anp Procede et dispositif de restauration du temps de chute d'au moins une grappe de commande de reglage de la reactivite dans le coeur d'un reacteur nucleaire refroidi par de l'eau legere
US20030169839A1 (en) 2002-03-11 2003-09-11 Matteson Donn Moore Prefabricated in-core instrumentation chase
US6895067B2 (en) 2002-04-30 2005-05-17 Framatome Anp, Inc. Smooth collet for pulling fuel rods
US6819733B2 (en) 2002-05-15 2004-11-16 Westinghouse Electric Company Llc Fuel assembly and associated grid for nuclear reactor
US6636578B1 (en) 2002-06-05 2003-10-21 Framatome Anp Inc. Fuel assembly structural reinforcement and method
US7424412B2 (en) 2002-12-23 2008-09-09 Global Nuclear Fuel - Americas, Llc Method of determining nuclear reactor core design with reduced control blade density
US7280946B2 (en) 2003-04-30 2007-10-09 Global Nuclear Fuel-Americas, Llc Method and arrangement for determining pin enrichments in fuel bundle of nuclear reactor
US7245689B2 (en) 2003-06-18 2007-07-17 Mitsubishi Heavy Industries, Ltd Nuclear reactor internal structure
DE10328920A1 (de) 2003-06-26 2005-01-20 Framatome Anp Gmbh Verfahren zum rechnerischen Modellieren des Kerns eines Kernreaktors
US7085340B2 (en) 2003-09-05 2006-08-01 Westinghouse Electric Co, Llc Nuclear reactor fuel assemblies
US20060039524A1 (en) 2004-06-07 2006-02-23 Herbert Feinroth Multi-layered ceramic tube for fuel containment barrier and other applications in nuclear and fossil power plants
US7526058B2 (en) 2004-12-03 2009-04-28 General Electric Company Rod assembly for nuclear reactors
US7574337B2 (en) 2004-12-30 2009-08-11 Global Nuclear Fuel - Americas, Llc Method of determining a fresh fuel bundle design for a core of a nuclear reactor
US8374308B2 (en) 2005-01-11 2013-02-12 Westinghouse Electric Company Llc Helically fluted tubular fuel rod support
US20060222140A1 (en) 2005-04-04 2006-10-05 Westinghouse Electric Company Llc Eccentric support grid for nuclear fuel assembly
US20060251205A1 (en) 2005-05-02 2006-11-09 Westinghouse Electric Co. Llc In-core fuel restraint assembly
US7412021B2 (en) 2005-07-26 2008-08-12 Westinghouse Electric Co Llc Advanced gray rod control assembly
US20070206717A1 (en) 2006-03-02 2007-09-06 Westinghouse Electric Company Llc Multiple and variably-spaced intermediate flow mixing vane grids for fuel assembly
US7548602B2 (en) 2006-03-09 2009-06-16 Westinghouse Electric Co. Llc Spacer grid with mixing vanes and nuclear fuel assembly employing the same
US7453972B2 (en) 2006-06-09 2008-11-18 Westinghouse Electric Co. Llc Nuclear fuel assembly control rod drive thimble to bottom nozzle connector
US7561654B2 (en) 2006-06-16 2009-07-14 Global Nuclear Fuel - Americas, Llc Nuclear fuel spacer assembly with debris guide
US20080084957A1 (en) 2006-10-06 2008-04-10 Westinghouse Electric Company, Llc Nuclear reactor fuel assemblies
US7515674B2 (en) 2006-10-18 2009-04-07 Westinghouse Electric Co Llc Tube-in-tube threaded dashpot end plug
US7668280B2 (en) 2006-11-01 2010-02-23 Westinghouse Electric Co Llc Nuclear fuel assembly
US8483346B2 (en) 2007-04-16 2013-07-09 Westinghouse Electric Company Llc Nuclear reactor control rod spider assembly
CN104246903A (zh) 2012-04-17 2014-12-24 巴布科克和威尔科克斯M能量股份有限公司 小型模块化反应堆燃料组件

Patent Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3379617A (en) * 1965-05-25 1968-04-23 Westinghouse Electric Corp Means for supporting fuel elements in a nuclear reactor
US3814667A (en) * 1971-05-20 1974-06-04 Combustion Eng Fuel assembly hold-down device
US3940311A (en) * 1972-01-21 1976-02-24 Westinghouse Electric Corporation Nuclear reactor internals construction and failed fuel rod detection system
US4078966A (en) * 1974-03-12 1978-03-14 Commissariat A L'energie Atomique System for the emergency injection of liquid into a nuclear reactor core
US4793965A (en) * 1986-11-03 1988-12-27 Westinghouse Electric Corp. Simplified, flexible top end support for cantilever-mounted rod guides of a pressurized water reactor
CN1233842A (zh) * 1998-04-27 1999-11-03 东芝株式会社 反应堆内设备操作装置
CN201247601Y (zh) * 2008-06-20 2009-05-27 上海核工程研究设计院 一种燃料组件骨架
US20100316177A1 (en) * 2009-06-10 2010-12-16 Stambaugh Kevin J Control rod drive mechanism for nuclear reactor

Cited By (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN106257596A (zh) * 2016-09-06 2016-12-28 中国核动力研究设计院 一种小型反应堆异形控制棒
CN108389632A (zh) * 2018-02-12 2018-08-10 中国科学院上海应用物理研究所 一种熔盐堆堆芯
CN108389632B (zh) * 2018-02-12 2019-10-15 中国科学院上海应用物理研究所 一种熔盐堆堆芯
CN110415837A (zh) * 2019-07-30 2019-11-05 哈尔滨工程大学 一种径向模块化核反应堆
CN110415837B (zh) * 2019-07-30 2023-04-11 哈尔滨工程大学 一种径向模块化核反应堆
CN114242273A (zh) * 2021-12-17 2022-03-25 中国核动力研究设计院 一种基于9×9棒栅燃料组件的小型反应堆堆芯
CN114242273B (zh) * 2021-12-17 2024-02-06 中国核动力研究设计院 一种基于9×9棒栅燃料组件的小型反应堆堆芯
CN115132378A (zh) * 2022-07-08 2022-09-30 中国核动力研究设计院 一种采用ods不锈钢基的弥散微封装棒状燃料元件及反应堆

Also Published As

Publication number Publication date
US9972407B2 (en) 2018-05-15
US20180261341A1 (en) 2018-09-13
CA2870613A1 (en) 2013-10-24
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US11120919B2 (en) 2021-09-14

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