CN104335287B - 带有弯曲连结部的核控制棒 - Google Patents

带有弯曲连结部的核控制棒 Download PDF

Info

Publication number
CN104335287B
CN104335287B CN201380028147.5A CN201380028147A CN104335287B CN 104335287 B CN104335287 B CN 104335287B CN 201380028147 A CN201380028147 A CN 201380028147A CN 104335287 B CN104335287 B CN 104335287B
Authority
CN
China
Prior art keywords
control rod
assembly
finger
finger attachment
rod element
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
CN201380028147.5A
Other languages
English (en)
Other versions
CN104335287A (zh
Inventor
J·M·麦卡蒂
L·J·范宁
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.)
CBS Corp
Original Assignee
Westinghouse Electric Corp
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 Westinghouse Electric Corp filed Critical Westinghouse Electric Corp
Publication of CN104335287A publication Critical patent/CN104335287A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN104335287B publication Critical patent/CN104335287B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/06Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
    • G21C7/10Construction of control elements
    • G21C7/117Clusters of control rods; Spider construction
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/06Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
    • G21C7/10Construction of control elements
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/06Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
    • G21C7/10Construction of control elements
    • G21C7/11Deformable control elements, e.g. flexible, telescopic, articulated
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C21/00Apparatus or processes specially adapted to the manufacture of reactors or parts thereof
    • G21C21/18Manufacture of control elements covered by group G21C7/00
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

棒簇控制组件,具有形成为两个部件并且通过柔性连结部联轴节连接在一起的控制棒上端部插塞,所述柔性连结部联轴节定位于在支架叶片上的连接指状件处或其下方。上控制棒端部插塞的上部分被旋拧至在支架叶片上的连接指状件内并且被锁定焊接于指状件的下部分和在端部插塞的上部分的抵靠突出部上的肩部之间。

Description

带有弯曲连结部的核控制棒
技术领域
本发明通常涉及用于核反应堆的控制棒组件,并且更具体地与介于驱动棒组件和控制棒之间的柔性连结部有关。
背景技术
在诸如压水反应堆的典型的核反应堆中,反应堆堆芯包括大量燃料组件,所述大量燃料组件中的每一个均包括顶部喷嘴和底部喷嘴,其中多个细长的横向间隔开的引导套管在喷嘴之间纵向延伸,并且多个横向支承栅板沿引导套管轴向地间隔开并且附接至引导套管。额外地,每一个燃料组件包括多个细长的燃料元件或棒,所述多个细长的燃料元件或棒彼此横向间隔开,并且和引导套管横向地间隔开,并且被介于顶部喷嘴和底部喷嘴之间的横向栅板支承。每一个燃料棒均含有可裂解物质,并且以阵列的形式集中组合在一起,所述阵列被组织成用于提供在堆芯中的中子通量,所述中子通量足以支持高速率的核裂解以及因此提供热量形式的大量能量的释放。液体冷却剂被向上泵送穿过堆芯,以吸取产生于反应堆堆芯中的一些热量,用于进行有用的工作。
由于在反应堆堆芯中热量产生速率与核裂解速率成正比,并且核裂解速率由堆芯中的中子通量确定,因此,通过改变中子通量控制了在反应堆启动、运行过程中、以及停机时热量的产生。通常,这通过使用含有中子吸收物质的控制棒吸收过量的中子来实现。引导套管除了作为燃料组件的结构化元件之外,还提供用于将中子吸收剂控制棒插入至堆芯内的通道。一般通过将控制棒移入和移出引导套管而调节中子通量的水平以及因此调节堆芯的热量输出。
在授予Hill的美国专利No.4,326,919中能够见到使用与燃料组件相关联的控制棒的一个常见布置方案。这个专利示出了控制棒支架组件,所述控制棒支架组件包括多个控制棒以及在控制棒的上端部处支承控制棒的支架结构。支架结构继而被连接至控制棒驱动机构,所述控制棒驱动机构将控制棒竖直升起或降下(指代为步阶动作)地移进或移出燃料组件的中空引导套管。用于这种布置方案中的控制棒的典型构造为细长的金属包壳管的形式,所述细长的金属包壳管具有布置于管内的中子吸收物质以及在其相对的端部处用于将吸收剂物质密封于管内的端部插塞。
支架结构一般包括多个径向延伸的叶片,所述多个径向延伸的叶片支承于中心毂上并且围绕中心毂周向地间隔开。叶片是定位在边缘上并且在其最靠内端部处连接至中心毂的扁平金属板。圆柱形控制棒连接指状件被安装至叶片并且被叶片支承,且叶片中的一些仅具有单个连接指状件,而其他的叶片具有与其相关联的间隔开的一对连接指状件。
一般说来,每一个控制棒的上端部插塞具有螺纹外端部,所述螺纹外端部被接收于支架结构的连接指状件的下部分中的孔内,并且能够被旋入形成于指状件中在孔的内端部处的螺纹孔(tapped hole)内。控制棒端部插塞随后被插入至指状件和端部插塞的侧部内的键或销紧固或锁定于连接指状件的孔内,并且销随后被焊接至其中,正如在美国专利4,855,100中所更加具体地描述的。
当前的棒簇控制组件控制棒结合有在与指状件的连接部处的直径减小的段,所述直径减小的段形成弯曲连结部。连结部容许控制棒侧向地偏转,以补偿在控制棒与燃料组件引导套管或其他反应堆部件之间的轻微未对准,以最小化干扰。这帮助防止停机(hang up)并且降低部件之间的磨损。这也防止由控制棒的侧向偏转引起的弯曲载荷使得螺栓螺纹过载,所述螺栓螺纹将控制棒上端部插塞附接至连接指状件。然而,存在对当前弯曲连结部设计的若干限制。例如,必须通过支架指状件而非通过接口部件来限制当前设计的侧向偏转,以防止连结部过载。额外地,支架指状件孔直径必须足够大,以使得在控制棒上端部插塞上且邻近螺栓螺纹的肩部无障碍,这容许预加载螺纹连结部以及对侧向弯曲负载的响应。指状件孔的所需直径意味着指状件的接口端部的壁厚度非常小,这不利地影响支架组件制造工艺。此外,为了确保控制棒在指状件内被锁定到位并且不能够旋开,当前的控制棒使用小销,在控制棒被安装至支架指状件内之后,所述小销被焊接至容差紧密的钻出孔内。如果孔被钻入得太深,则销不接合支架指状件,并且棒能够旋转并且逐渐与组件脱离。过去,这已经导致一些掉落的棒。此外,因为在控制棒被安装至支架组件内之后必须钻出孔,所以这个操作使得制造工艺变慢。
因此,需要提供增加的侧向偏转的新的控制棒/支架接口,所述增加的侧向偏转仅受到接口部件(例如控制棒引导套管或其他堆芯内部组件)的限制,而非受到支架指状件的限制。
额外地,需要如下的接口,所述接口具有从指状件的底部预加载的带螺纹连结部,所述带螺纹连结部使得指状件具有更厚的壁以改进制造工艺的效率。
额外地,需要如下的接口,所述接口具有在支架指状件的底部处的焊接部,以将控制棒锁定到位而无需为销而钻孔。
发明内容
通过核控制棒组件实现这些和其他目的,所述核控制棒组件用于将控制棒组件相对于核反应堆的堆芯移动的驱动轴、以及连接至驱动轴并在驱动轴的动力作用下能够插入至核反应堆的堆芯内的控制棒元件。过渡组件通过指状件附接部将驱动轴连接至控制棒元件,其中,介于指状件附接部和控制棒元件之间的连接部是通过诸如球窝联轴节的柔性连结部联轴节,所述柔性连结部联轴节定位于指状件附接部处或下方并且构造为使得控制棒元件能够在指状件附接部下方侧向移动。
在一个实施例中,指状件附接部的底部焊接至过渡组件的上部分。优选地,控制棒元件具有上端部插塞和上端部插塞延伸部,所述上端部插塞连接至管状段的上端部,所述管状段容纳用于与堆芯内的可裂解产物相互作用的活性成分,所述上端部插塞延伸部在一个端部处连接至指状件附接部,并且在另一个端部处通过柔性连结部联轴节连接至上端部插塞。在一个实施例中,球通过保持环被捕获于窝内。在另一个实施例中,球通过焊接部被捕获于窝内。在第三实施例中,窝的下部分被卷曲以捕获球。理想地,上端部插塞延伸部具有在外表面的上部分上且与在指状件附接部内的阴螺纹相匹配的阳螺纹。优选地,上端部插塞延伸部具有抵靠指状件附接部的下端部的在阳螺纹下方的扩大的肩部。在一个实施例中,扩大的肩部被焊接至指状件附接部的下端部。通常,核反应堆包括与控制棒元件进行接口的一个或多个部件,并且因此控制棒元件的侧向移动仅受到接口部件的限制。
附图说明
当结合附图阅读时能够通过以下优选的实施例的描述获得本发明的进一步的理解,其中:
图1为以竖直地缩短的形式说明的燃料组件的正视图,且为了清晰部件被部分地剖开和移去,所述燃料组件具有布置于燃料组件上方的控制棒支架组件,图1示意性示出根据本文描述的一个实施例的介于支架指状件和控制元件之间的球窝联轴节;
图2为在图1中说明的先前技术类型的控制棒支架组件的平面图;
图3为控制组件沿图2的线3-3示出的且部件被部分地剖开的正视图;
图4为介于支架指状件和控制棒端部插塞之间的先前技术的连接部的剖视图;
图5为根据本文描述的一个实施例的将控制棒连接至支架叶片指状件的球窝联轴节的示意性剖视图;
图6为根据本文描述的第二实施例的将支架叶片指状件连接至控制棒的球窝联轴节的剖视图;
图7为根据本文描述的第三实施例的介于支架叶片指状件和控制棒之间的联轴节的剖视图。
具体实施方式
当前参考附图,并且具体地参考图1,示出核反应堆燃料组件的正视图,以竖直缩短的形式呈现并且通常由参考标记10表示。图1中说明的燃料组件为在压水反应堆中使用的类型,并且基本上包括用于支承在反应堆堆芯区域(未示出)的下堆芯板(未示出)上的组件的下端部结构或底部喷嘴12、以及从底部喷嘴12向上突出的多个纵向延伸的引导管或套管14。组件10还包括沿引导套管14轴向地间隔开的多个横向栅板16以及被栅板16横向地间隔开并支承的细长燃料棒18的组织阵列。还有,组件10还具有定位于其中心中的仪表管20以及可移除地附接至引导套管14的上端部的上端部结构或顶部喷嘴22,以形成能够被常规操控而不损害部件的组合的一体化组件。
组件10的阵列中的燃料棒18被沿燃料组件长度间隔开的栅板16保持为彼此间隔开的关系。每一个燃料棒18包括核燃料芯块24,并且燃料棒的相对的端部被上端部插塞26和下端部插塞28闭合以密闭地密封棒。普遍地,空气室弹簧30布置于上端部插塞26和芯块24之间,以将芯块以紧密堆叠的方式维持于棒18内。包括可裂解物质的燃料芯块24负责用于产生核反应堆的反应动力。控制棒34在支架结构36的控制下在引导套管14内移动,所述支架结构36连接至多个控制棒,以使得燃料组件10内的控制棒整齐地移动。控制棒的插入通过吸收中子而控制核反应,所述中子当被吸收时不可用于促进裂解反应。诸如水或含硼水的液体慢化剂/冷却剂被向上泵送穿过堆芯的燃料组件,以吸取其中产生的热量,用于进行有用工作。
图2和3提供在图1中示出类型并且通常由参考标记10表示的常规的控制棒支架组件的更好的视图。在其基本部件中,控制组件32(也已知为棒簇控制组件)包括多个控制棒34以及在控制棒的上端部处支承控制棒的支架结构36。支架结构36以与引导套管14的图案搭配的图案而保持控制棒34,这使控制棒适于被插入穿过顶部喷嘴22并且向下穿过压水反应堆燃料组件10的引导套管14。支架结构36连接至控制机构(未示出),所述控制机构能够以已知的方式被操作用于移动控制棒34,从而调节堆芯动力。
在典型的结构中,控制组件32的每一个控制棒34均包括:具有布置于其中的中子吸收物质的细长金属包壳管38、以及在包壳管38的相对的端部处进行附接以用于密封其中的吸收剂物质的上端部插塞40和下端部插塞42。控制组件32的支架结构36一般包括支承于中心毂46上且围绕中心毂周向地间隔开的多个径向延伸的锚爪或叶片44。圆柱形的控制棒连接指状件48安装至叶片44并且由叶片44支承。叶片44中的一些仅具有附接至其上的单个的连接指状件48,而其他的叶片44具有与其相关联的间隔开的一对连接指状件48。
参考图4,说明一个先前技术的介于控制棒34和控制组件支架结构36的叶片44上的连接指状件48之间的附接连结部。连接部形成于每一个控制棒34的上端部插塞40处。应当理解的是,若干附图中采用类似的参考标记表示相对应的部件。一般说来,每一个控制棒34的上端部插塞40具有带螺纹外端部52。每一个连接指状件48以卡口型焊接连接的形式安装至叶片44,并且具有形成于其下部分56中的轴向孔54,且更小直径的带螺纹孔58在孔54的内端部处被攻(tapped)入其中。当上端部插塞40被接收于轴向孔54内时,上端部插塞40的螺纹外端部52被螺旋地接收于螺纹孔58中。端部插塞40被插入孔61的键或销60紧固或锁定于其中,所述孔61一般在端部插塞被组装于孔54内之后被钻于指状件48和端部插塞40的侧部中。销60随后被焊接到位,以将上端部插塞40的上部分紧固于孔54内,通常,轴向孔54终止于每一个连接指状件48的上部分66的起点处,在所述起点处指状件与叶片44连接。
当前的控制棒结合有直径减小的段74,所述直径减小的段74形成弯曲连结部。弯曲连结部74容许控制棒侧向地偏转,以补偿在控制棒与燃料组件引导套管或其他反应堆部件之间的轻微未对准,以最小化干扰。这帮助防止意外停机(hang up)并且降低部件之间的磨损。这也防止由侧向偏转引起的弯曲负荷过度地加载螺栓螺纹52、58。存在对当前弯曲连结部74设计的若干限制。在第一示例中,通过支架指状件而非通过接口的反应堆内部部件来限制控制棒的侧向偏转,以防止螺纹连结部52、58过度负载。在第二示例中,支架指状件孔直径必须足够大,以使得邻近螺栓螺纹52、58的肩部62无障碍,这容许预加载螺纹连结部以及对侧向弯曲负载的响应。指状件孔54的所需直径意味着指状件48的壁厚度相对较小,这不利地影响支架制造工艺。连接指状件的壁厚度较小,以使得优选地指状件外侧直径不超过控制棒包壳的外侧直径。
如上所述,为了确保控制棒被锁定到位并且不能够旋开,当前的控制棒使用较小的销60,在控制棒被安装至支架指状件48内之后,所述较小的销60被焊接至所钻出的容差紧密的孔内。如果孔被钻入得太深,则销不接合支架指状件,并且棒能够旋转并且逐渐与组件脱离,这已经导致一些棒掉落的例子。因为孔必须在控制棒被安装进支架组件内之后被钻好,所以这个工艺使得制造工作变慢。
本发明采用大致定位于指状件附接部处或下方的柔性连结部。例如,诸如在图5-7中说明的球窝弯曲连结部可以优选地被用于克服当前控制棒设计的限制。然而,也可以使用其他的柔性连结部构造而不脱离本发明的精神。本文描述的实施例提供更大的侧向偏转,所述更大的侧向偏转仅受到接口的堆芯内部组件而非受到支架指状件孔壁的限制。这个优选的示范性实施例中所描述的螺纹连结部在指状件下方被预加载,从而导致带较厚连接指状件孔壁的简单得多的组装工艺,这改进支架制造工艺。本文描述的控制棒连接部能够被锁定于指状件内,而无需正如先前技术所采用的必须为销60钻孔。
本文描述并且在图5、6和7中说明的实施例将上控制棒端部插塞延伸部划分为两个部件,上部分64和下部分68。上部分64具有在52处带螺纹的一个端部,以使得上部分能够被安装至支架指状件48并且锁定焊接至支架指状件48内。上部分64的扩大段76形成带螺纹部分52下方的突出部81,所述突出部81能够被焊接至指状件48的壁的接口底部,以形成锁定焊接部80,从而保证端部插塞40不从连接指状件旋开。上部分64的另一个端部具有加工于其中的窝70,所述窝70被设计用于与在上端部插塞40的下部分68上的球头螺栓72相匹配。球72和窝70的尺寸被设计为在端部插塞延伸部78的上部分64和下部分68之间留下空间82,以使得控制棒34能够弯曲而不会在指状件48的壁上施加负载。这个布置也使得指状件48在其下端部56处具有更厚的孔壁部分,这有助于制造。端部插塞延伸部的下部分68在其上端部处具有匹配的球头螺栓72、并且在其另一个端部处具有直径减小的段,以用于焊接至控制棒包壳管的上端部。存在用于将球72保持于窝70内的若干方法。能够采用位于窝70内的环形沟槽中的保持环84而将球72保持于窝内,如图7中所说明的。替代地,窝86的底部可以被卷曲以提供与图6中所说明的相同的功能。此外,焊接部88能够如图5中所示形成于窝70的底部处,以用于此目的,。
在图5-7中描述并说明的布置方案提供了增加的侧向偏转并且使得指状件壁更厚,所述增加的侧向偏转的行进受到接口的反应堆内部件的限制,而非受到支架指状件的限制,所述指状件壁更厚改进了棒簇控制组件的可制造性。通过这布置,能够使用焊接部来将控制棒锁定至支架指状件的底部,而无需为销钻孔。
虽然已经详细地描述本发明的特定的实施例,但是将被本领域的技术人员理解的是能够在本发明的整体指导下研发对那些细节的多种修改和替换。因此,公开的具体的实施例仅意为说明性的并且非限制性的,正如将给出附属权利要求及其等价物中的任一和全部的全部范围的本发明的领域。

Claims (9)

1.一种核反应堆控制棒组件(32),包括:
用于将控制棒组件(32)相对于核反应堆的堆芯(10)移动的驱动轴(46);
连接至驱动轴并在驱动轴(46)的动力作用下能够插入至核反应堆的堆芯(10)内的控制棒元件(34);以及
通过指状件附接部(48)将驱动轴(46)连接至控制棒元件(34)的过渡组件,其中,过渡组件的第一端部的至少一部分装配于指状件附接部的底部中的孔(54)的壁内并且基本上刚性地连接至所述孔的壁,过渡组件的第二端部的一部分被构造为控制棒元件的上端部插塞并且附接至控制棒元件的上端部,并且其中,介于指状件附接部和控制棒元件(34)之间的连接是通过过渡组件内的柔性连结部联轴节来实现的,所述柔性连结部联轴节介于第一端部和第二端部之间、并且沿着过渡组件的长度在指状件附接部的下方与指状件附接部间隔开充分的距离、并且将过渡组件的第一端部连结至第二端部,以使得控制棒元件能够在指状件附接部下方不受指状件附接部限制地侧向移动,并且控制棒组件不将侧向载荷置于过渡组件和孔的壁的刚性连接部上,所述侧向载荷会增加第一端部和指状件附接部的孔的壁之间的连接部的应变或者导致第一端部在孔内的大幅侧向运动,其中,柔性连结部联轴节是使过渡组件的第二端部和控制棒元件能够侧向旋转的球和窝的联轴节。
2.根据权利要求1所述的核反应堆控制棒组件(32),其中,指状件附接部(48)的底部被焊接(80)至过渡组件的上部分。
3.根据权利要求1所述的核反应堆控制棒组件(32),其中,球(72)通过保持环(84)被捕获于窝(70)内。
4.根据权利要求1所述的核反应堆控制棒组件(32),其中,球(72)通过焊接部(88)被捕获于窝(70)内,所述焊接部使球能够在窝内侧向旋转。
5.根据权利要求1所述的核反应堆控制棒组件(32),其中,窝(70)的下部分被卷曲(86)以将球捕获于窝内。
6.根据权利要求1所述的核反应堆控制棒组件(32),其中,过渡组件的第一端部的所述部分具有与在指状件附接部(48)的孔内的阴螺纹相匹配的阳螺纹(52)。
7.根据权利要求6所述的核反应堆控制棒组件(32),其中,第一端部具有抵靠指状件附接部(48)的下端部的在阳螺纹(52)下方的扩大的肩部(81)。
8.根据权利要求7所述的核反应堆控制棒组件(32),其中,指状件附接部(48)的下端部被焊接至过渡组件的第一端部上的肩部(81)。
9.根据权利要求1所述的核反应堆控制棒组件(32),其中,核反应堆包括与控制棒元件(34)进行接口的一个或多个接口部件,其中,控制棒元件的侧向移动仅受到接口部件的限制。
CN201380028147.5A 2012-06-07 2013-05-29 带有弯曲连结部的核控制棒 Active CN104335287B (zh)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US13/490,494 2012-06-07
US13/490,494 US9053824B2 (en) 2012-06-07 2012-06-07 Nuclear control rod with flexure joint
PCT/US2013/042958 WO2013184453A1 (en) 2012-06-07 2013-05-29 Nuclear control rod with flexure joint

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN104335287A CN104335287A (zh) 2015-02-04
CN104335287B true CN104335287B (zh) 2016-12-07

Family

ID=49712495

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201380028147.5A Active CN104335287B (zh) 2012-06-07 2013-05-29 带有弯曲连结部的核控制棒

Country Status (4)

Country Link
US (1) US9053824B2 (zh)
EP (1) EP2859555B1 (zh)
CN (1) CN104335287B (zh)
WO (1) WO2013184453A1 (zh)

Families Citing this family (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN106257596B (zh) * 2016-09-06 2018-09-11 中国核动力研究设计院 一种小型反应堆异形控制棒
US10510451B2 (en) * 2017-10-20 2019-12-17 Westinghouse Electric Company Llc Base plate mounted core components for reliable rod assembly and rapid field disassembly
CN113000880B (zh) * 2019-12-20 2023-05-30 中核建中核燃料元件有限公司 一种用于核电控制棒组件的自动钻孔方法
US20220406477A1 (en) 2021-06-21 2022-12-22 Westinghouse Electric Company Llc Methods and devices to improve performances of rcca and cea to mitigate clad strain in the high fluence region

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4888151A (en) * 1988-08-17 1989-12-19 Westinghouse Electric Corp. Reconstitutable control assembly having removable control rods with detachable split upper end plugs
US5075072A (en) * 1989-10-11 1991-12-24 General Atomic High temperature control rod assembly
CN2134699Y (zh) * 1992-09-17 1993-05-26 清华大学 核反应堆控制棒拆装机构
EP0782150A1 (fr) * 1995-12-26 1997-07-02 Framatome Grappe de commande pour réacteur nucléaire, à crayons démontables
CN102306505A (zh) * 2011-08-18 2012-01-04 中国核电工程有限公司 防操作卡阻的控制棒驱动杆解锁装置

Family Cites Families (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2879651A (en) * 1955-10-10 1959-03-31 Salvatore F Leto Universal joint
US3715269A (en) * 1969-05-21 1973-02-06 Interatom Control rod drive units for nuclear reactors
DE2407228A1 (de) * 1974-02-15 1975-08-28 Krupp Gmbh Einrichtung zum umsetzen von brennelementen und regelstaeben in einem kernreaktor
US4105887A (en) * 1975-11-18 1978-08-08 Boc Limited Welding apparatus and method
US4326919A (en) 1977-09-01 1982-04-27 Westinghouse Electric Corp. Nuclear core arrangement
US4769208A (en) * 1982-03-23 1988-09-06 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Automatic safety rod for reactors
US4855100A (en) 1988-03-02 1989-08-08 Westinghouse Electric Corp. Reconstitutable control rod spider assembly
US5141711A (en) * 1988-08-17 1992-08-25 Westinghouse Electric Corp. Reconstitutable control assembly having removable control rods with detachable split upper end plugs
US5669729A (en) * 1996-01-11 1997-09-23 Framatome Cogema Fuels Reconstitutable rod cluster control assembly
US7526058B2 (en) * 2004-12-03 2009-04-28 General Electric Company Rod assembly for nuclear reactors
US8483346B2 (en) * 2007-04-16 2013-07-09 Westinghouse Electric Company Llc Nuclear reactor control rod spider assembly

Patent Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4888151A (en) * 1988-08-17 1989-12-19 Westinghouse Electric Corp. Reconstitutable control assembly having removable control rods with detachable split upper end plugs
US5075072A (en) * 1989-10-11 1991-12-24 General Atomic High temperature control rod assembly
CN2134699Y (zh) * 1992-09-17 1993-05-26 清华大学 核反应堆控制棒拆装机构
EP0782150A1 (fr) * 1995-12-26 1997-07-02 Framatome Grappe de commande pour réacteur nucléaire, à crayons démontables
CN102306505A (zh) * 2011-08-18 2012-01-04 中国核电工程有限公司 防操作卡阻的控制棒驱动杆解锁装置

Also Published As

Publication number Publication date
EP2859555A1 (en) 2015-04-15
EP2859555B1 (en) 2017-11-22
US9053824B2 (en) 2015-06-09
WO2013184453A1 (en) 2013-12-12
CN104335287A (zh) 2015-02-04
US20130329847A1 (en) 2013-12-12
EP2859555A4 (en) 2016-04-06

Similar Documents

Publication Publication Date Title
TWI549138B (zh) 核子反應器、加壓水核子反應器及製造用於核子反應器的單流蒸汽產生器之方法
CN101587755B (zh) 核堆芯部件压制组件
CN104335287B (zh) 带有弯曲连结部的核控制棒
US7668280B2 (en) Nuclear fuel assembly
JP5660592B2 (ja) 原子炉の堅牢なグレイ制御棒
CN102737734A (zh) 紧凑的一体式压水核反应堆
US20080084957A1 (en) Nuclear reactor fuel assemblies
KR102239043B1 (ko) 저 압력 강하 핵연료 조립체 하부 노즐
KR100892638B1 (ko) 온-오프 작동형 누름스프링을 사용한 핵연료집합체용상단고정체
EP2628159B1 (en) Nuclear fuel assembly hold down spring
EP2363863B1 (en) A protective grid attachment
US20130272483A1 (en) Lower end plug with temperature reduction device and nuclear reactor fuel rod including same
US20160163402A1 (en) Nuclear fuel assembly support grid
CN103299371B (zh) 核燃料棒充气室弹簧组件
US10413961B2 (en) Method for manufacturing cylindrical member
TWI672707B (zh) 核反應器
EP2511909A2 (en) Nuclear fuel pellet
JP2007147138A (ja) 蒸気発生器
CN202373314U (zh) 堆芯燃料组件扩位专用工具
US20160099080A1 (en) Nuclear fuel element corrugated plenum holddown device
US20130114780A1 (en) Nuclear core component
WO2018132194A1 (en) Control rod guide assembly with enhanced stiffness, fuel assembly including the same, and method of installing control rod guide assembly
JP2017020721A (ja) イグナイタ及び原子力プラント

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