CN106104700B - 低压降核燃料组件底部喷嘴 - Google Patents

低压降核燃料组件底部喷嘴 Download PDF

Info

Publication number
CN106104700B
CN106104700B CN201580015375.8A CN201580015375A CN106104700B CN 106104700 B CN106104700 B CN 106104700B CN 201580015375 A CN201580015375 A CN 201580015375A CN 106104700 B CN106104700 B CN 106104700B
Authority
CN
China
Prior art keywords
additives
opening
nuclear fuel
fuel assembly
case
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
CN201580015375.8A
Other languages
English (en)
Other versions
CN106104700A (zh
Inventor
K·D·布罗奇
M·L·里维斯
M·W·彼得森
D·S·休格尔
P·M·弗利克
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.)
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 CN106104700A publication Critical patent/CN106104700A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN106104700B publication Critical patent/CN106104700B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/33Supporting 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
    • G21C3/3305Lower nozzle
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/322Means to influence the coolant flow through or around the bundles
    • 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)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
  • Fuel-Injection Apparatus (AREA)
  • Feeding, Discharge, Calcimining, Fusing, And Gas-Generation Devices (AREA)

Abstract

本发明涉及核燃料组件,所述核燃料组件具有底部喷嘴和从水平支撑穿孔流动板的上游与下游侧延伸的突起。突起具有逐渐缩小穿孔流动板的上游侧的横向流动面积以及逐渐增大穿孔板的下游侧的横向流动面积的漏斗形状。在下游侧上的突起优选地凹陷以容纳燃料棒的端部。

Description

低压降核燃料组件底部喷嘴
背景
1.技术领域
本发明总体上涉及核反应堆,更具体地,涉及减少穿过核燃料组件的底部喷嘴的压降。
2.相关技术
以加压水冷却的核反应堆发电系统的一次侧包括:与用于产生有用功的二次回路隔开但处于热交换关系的闭合回路。一次侧包括包围了支撑多个含有可裂变物质的燃料组件的芯内结构的反应堆容器、换热式蒸汽发生器内的一次回路、稳压器的内侧容积、用于循环加压水的泵和管道;管道将蒸汽发生器和泵的每一个独立地连接到反应堆容器。包括蒸汽发生器、泵、和被连接到压力容器的管道系统在内的一次侧的每个部件构成一次侧环路。
为了展示,图1画出了简化的核一次侧系统,包括具有包封核反应堆芯14的顶盖12的大致圆柱形反应堆压力容器10。液体反应堆冷却剂(比如水)通过泵16被泵入容器10,然后穿过堆芯14,热能在堆芯处被吸收,然后排出到通常被称为蒸汽发生器的换热器18,在换热器中热量被传递给利用回路(未画出),比如蒸汽驱动的涡轮发电机。然后,反应堆冷却剂返回泵16,完成一次侧环路。典型地,多个上述的环路通过反应堆冷却剂管系20被连接到一个反应堆容器10。
示范性常规反应堆方案在图2中被更详细地画出。除了由多个平行竖直且共同延伸的燃料组件22构成的堆芯14之外,为了便于描述,其他的容器内部结构被分成下堆内构件22和上堆内构件26。在常规的设计中,下堆内构件的功能是对堆芯部件和仪表进行支撑、对准和引导,并引导容器内的流动。上堆内构件约束或者辅助约束燃料组件22(图2中为了简明只画出了两个),以及支撑和引导仪表与各部件,比如控制棒28。在图2中所示的示范反应堆中,冷却剂经一个或多个入口喷嘴30进入反应堆容器10,向下流过反应堆容器和堆芯筒32之间的环形空间,然后在下增压室34中调转180°,向上流过下支撑板37和燃料组件所在的下堆芯板36,然后穿过和包围燃料组件。在部分设计中,下支撑板37和下堆芯板36被一种单体结构(具有如37的水平高度的下堆芯支撑板)所取代。经堆芯和周围区域38流过的冷却剂通常是大约20英尺每秒的速度,4000000加仑每分钟大的量级。所生成的压力降和摩擦力在燃料组件上产生向上的作用力,燃料组件的位移受到上堆内构件(包括圆形上堆芯板40)的约束。离开堆芯14的冷却剂沿上堆芯板40的底侧流动并向上流过多个孔42。然后,冷却剂向上且径向地流到一个或多个出口喷嘴44。
上堆内构件26得到容器或容器盖的支撑,并包括上支撑组件46。负载主要通过多个支撑柱48在上支撑组件46和上堆芯板40之间传递。支撑柱在指定的燃料组件22和上堆芯板40中的孔42的上方对齐。
可直线移动的控制棒28(通常包括驱动轴50和中子毒物棒的连接柄组件52(关于图3被更完整地画出和描述))被引导穿过上堆内构件26并通过控制棒引导管54与燃料组件22对准。引导管被固定地连接到上支撑组件46和上堆芯板40的顶部。支撑柱48装置在意外条件下帮助延缓对控制棒的插入性有不利影响的引导管变形。
图3是以垂直减缩的形式所呈现的燃料组件的正视图,燃料组件大致用附图标记22表示。燃料组件22是在压水反应堆中使用的类型,并具有在其下端包括底部喷嘴58的结构骨架。底部喷嘴58支撑核反应堆的堆芯区域内的下堆芯板36上的燃料组件22。除了底部喷嘴58之外,燃料组件22的结构骨架还包括在其上端的顶部喷嘴62以及多个引导管或与上堆内构件中的引导管54对准的套筒84。引导管或套筒84在底部喷嘴58和顶部喷嘴62之间纵向延伸并在相对的端部处被刚性地连接到底部喷嘴和顶部喷嘴。
燃料组件22还包括沿引导套筒84轴向隔开且被安装到引导套筒84的多个横向栅格64,以及由栅格64横向隔开并支撑的细长燃料棒66的有组织阵列。同样地,如图3所示,组件22具有被定位在组件的中央、在底部喷嘴58和顶部喷嘴62之间延伸并被底部喷嘴和顶部喷嘴捕获的仪表管68。通过这些部件的设置,燃料组件22形成一种能在不破坏所述部件的装配的前提下被便利地掌控的整体设备。
如之前所述,组件22的燃料棒阵列中的燃料棒66以被沿燃料组件长度隔开的栅格64彼此分隔的关系进行保持。每个燃料棒66包括多个核燃料芯块70、并在相对端被上端塞72和下端塞74闭合。芯块70以堆叠的形式通过设置在上端塞72和芯块堆顶部之间的增压室弹簧进行保持。由可裂变物质构成的燃料芯块70负责产生反应堆的反应动力。包围芯块的包壳作为防止裂变副产物进入冷却剂和污染反应堆系统的屏障。
为了控制裂变过程,大量控制棒78能够在位于燃料组件22的预定位置处的引导套筒54中往复地移动。具体地,定位在指定燃料组件的顶部喷嘴62上方的棒束控制机构80支撑多个控制棒78。所述控制机构具有带内螺纹的圆筒形毂构件82、以及形成之前关于图2所述的连接柄的多个径向延伸的锚爪或臂52。每一个臂52与控制棒78相互连接,以使得控制棒机构80是可操作的,从而在被联接至控制棒毂80的控制棒驱动轴50的运动动力下,在引导套筒84中竖直地移动控制棒,由此控制相应燃料组件22中的裂变过程,上述内容全部以已知的方式进行。
理想的是具有穿过堆芯的均衡的流动,即穿过每个燃料组件的基本相同的压力降,从而使部分燃料组件在高于其他燃料组件的温度下不操作。功率输出由正在运行的最热的燃料元件限制。在没有其他有益特征的前提下减少压力降,这给燃料组件设计者提供了增加其他特征以补偿被减少的压力降的可能,这样做例如能够促进将使热传递增强的混合,促进混合能转化成增大的堆芯功率输出。包含具有大量流动通孔的水平顶板的燃料组件的底部喷嘴是压力降的主要贡献者。对于碎屑过滤器式底部喷嘴尤其如此,这种喷嘴要求所述孔足够小以防止能损坏燃料棒包壳的碎屑通过,比如在被转让给本申请受让人的美国专利No 7,822,165中所描述的那样。任何能够在不对反应堆芯运行造成不利影响的前提下减少穿过燃料组件的压力降的改动都是理想的。
所以,本发明的目标是通过修改底部喷嘴的设计进而改变流动通孔的形状来减少穿过燃料组件的压力降。
本发明的另一个目标是通过在底部喷嘴的穿孔流动板的上游侧和下游侧中的一个或两个上逐渐改变横向流动面积来实现压力降的减少。
发明内容
通过一种具有带轴向延伸长度的多个细长核燃料棒的核燃料组件实现以上目标和其他目标。至少一个最低栅格支撑有组织阵列中的燃料棒,所述栅格具有被定义在栅格中的未被占据空间,在燃料组件被安装在核反应堆中时,所述未占据空间适合于允许流体冷却剂从中流过并流过燃料棒。多个引导套管沿着燃料棒延伸穿过并支撑栅格。底部喷嘴被设置在最低栅格下方,低于燃料棒的下端,并支撑引导套管。底部喷嘴具有穿过底部喷嘴的开口,从而允许流体冷却剂流入燃料组件。底部喷嘴包括垂直于燃料棒的轴线被支撑的基本水平的板。所述水平板具有基本指向最低栅格的上表面和在水平板下侧的下表面,且开口延伸穿过其中用于冷却剂流动。在下表面上的至少一些开口具有漏斗状第一附加物,所述第一附加物在下表面下方围绕下表面上的至少一些开口分别延伸,第一附加物在它的基本最低位置处具有直径大于下表面上的开口的直径的开口。第一附加物的内壁的直径从第一附加物基本最低位置处的开口基本上逐渐地缩小,直到第一附加物的所述壁过渡到下表面上的开口为止。在一个优选实施例中,在第一附加物的至少部分基本最低位置处的开口上的唇部具有扇形轮廓,且优选地,所述扇形唇部具有多个间隔的凹陷,类似于蛋架上的蛋托的轮廓,而更优选地,在第一附加物的基本最低位置处的开口的所有唇部都具有这种扇形轮廓。
在一个实施例中,核燃料组件包括从上表面的至少一些开口向上延伸的漏斗状第二附加物,第二附加物在它的基本最高位置处具有直径大于上表面上的开口的直径的开口。第二附加物的内壁的直径从上表面的开口处的过渡位置基本上逐渐地增大到第二附加物的基本最高位置。在这种实施例中,第二附加物的基本最高位置处的开口的唇部具有扇形轮廓。理想地,第二附加物至少部分地在上表面的开口内凹陷。在一个实施例中,第二附加物的最高位置终止在燃料棒下端的下方,且理想地,第二附加物的最高位置的范围小于第一附加物的最低位置的范围。在底部喷嘴上的至少一些开口基本上与最低栅格中的未被占据空间对准。
一般地,随着第一附加物过渡到下表面上的开口,第一附加物的内壁逐渐减小轴向穿过第一附加物的横向流动面积。随着第二附加物从上表面上的开口过渡到被定义在燃料棒的有组织阵列中的未被占据流动空间,第二附加物的内壁轴向地逐渐增大穿过第二附加物的横向流动面积。
附图说明
当结合附图阅读时能够从以下优选实施例的描述中获得本发明的进一步的理解,其中:
图1是能够应用本发明的核反应堆系统的简化示意图;
图2是能够应用本发明的核反应堆容器和内部部件的部分剖视的正视图;
图3是以竖直缩短的形式被展示的燃料组件的部分剖视的正视图,且为了清晰目的多个部件被去除;
图4是本发明的底部喷嘴顶板和流动通孔的一个实施例的一部分的等视图,其画出了在上表面上与燃料棒端塞接合的凹陷;
图5是在燃料棒端塞就位的情况下图4中所示实施例的等比例视图;
图6是图4和5中所示的实施例的部分侧视图;
图7是图4和5中所示的实施例的底部平面图;
图8是图4和5中所示的实施例的顶部平面图(部分端塞被移除);
图9是本发明的底部喷嘴顶板和流动通孔的另一种实施例的等比例剖视图;
图10是图9中所示的等比例剖视图,其中多个燃料组件端塞的下部被画出与本发明的附加物接合;
图11是图9和10的水平下喷嘴板的顶视图,其画出了流动通孔的定位;
图12是图11中所示的孔图案的仰视图;
图13是流动通孔的侧剖视图(被画出了燃料棒端塞的下端)。
具体实施方式
本发明涉及燃料组件的底部喷嘴58,除了在下堆芯板36上支撑燃料组件22之外,底部喷嘴还包含能减少穿过喷嘴的压力降的特征。这能从图3被领会。底部喷嘴包括支撑装置,例如图3中所示的裙部56。支撑装置(本实施例中的裙部56)包括用于在下堆芯板36上支撑燃料组件22的多个角部支腿60。大致矩形的平板86被合适地附接到支撑裙部56的上表面。在本实施例的喷嘴板86上设置大量相对小的孔,从而提供从板86的下方到最低栅格88并穿过栅格的冷却剂通道。这些孔可以足够小,从而捕获碎屑,以保护燃料元件包壳不被损坏,如美国专利No.7,822,165中所描述那样,但是应当理解本发明能为燃料组件上正在寻求压力降最小化的绝大部分类型的流动通孔提供好处。
本发明意识到,与底部喷嘴的流动板86相关的大部分压力降是因为流动面积的突然变化。本发明的先进底部喷嘴概念具有在底部喷嘴流动板86的上游和下游中的一个或两个上的“蛋架”型特征,从而逐渐地改变穿过流动板86的流通路径的横向流动面积。
图4至8画出了具有在后面所声明的特征的流动板86的一个实施例的一部分。图4画出了流动板86的一部分的等比例视图,其中部分流动通孔90被剖开以观察流动通孔的内部。图5是图4所示的等比例视图,其中燃料棒端塞74被画出在流动板86上方就位。图6是图5中所示的流动板的一部分的侧视图。图7是图5中所示的流动板的底部平面图;图8是图4中所示的流动板的顶部平面图。在上游侧(即,从流动板86的底侧开始,从图7能最好地领会),流线形的“蛋架”突起92逐渐地减小横向流动面积,从而使得与冷却剂流在进入穿孔流动板时在流动通孔90的入口处必须经历的急速收缩相关的形状损失最小化。这些“蛋架”突起92也消除了在每个燃料棒位置的下方的再循环流的高压囊。所述突起92是流动通孔90的开口的漏斗状延伸部,所述漏斗状延伸部具有围绕在突起92的最低位置处的开口的唇部98,所述唇部具有在一个实施例中大约等间距地围绕它的圆周隔开的下凹94;但是应当理解下凹不必是等间距的来获得压力降的部分减小。唇部94上的所述下凹形成扇形轮廓。另外,虽然在流动板86的任一侧上延伸的突起92被画出是位于几乎相同的高度,但是所述高度可以随板的表面改变,且同样获得压力降的减小。
在下游侧(即,在流动板86和燃料棒之间),流线形“蛋架”突起96逐渐增大横向流动面积,从而使与冷却剂在从流动板86到燃料棒束的过渡中所经历的急速扩张和收缩相关的形状损失最小化。由于接近燃料棒底部端塞74,下游的“蛋架”突起在板86的上表面上形成凹陷,从而接合燃料棒66。燃料棒的轴向高度没有发生改变。
诸如增材制造这样的先进制造技术的发展使得本方案的制造更加便利,但应当理解也能采用传统的制造技术。尽管蛋架突起方案已经被应用于流通板86的上表面和下表面,但应当理解为了最大收益,可以单独采用这些方案中的任何一个,从而获得压力降的部分程度的减小,或者被共同采用以使得压力降最小化。
另外,能采用图9-13中所示的实施例实现压力降的额外减少。该实施例具有与之前实施例不同的流线形流道,其具有在基本上最低的栅格和燃料棒之间与未占据空间对准的流动通孔,但是增加了与燃料棒基本上成直线的额外流动路径。额外的流动通孔100的设计类似于其他流动通孔90,但是被直接定位在燃料棒以下,优选地直径更小并具有一组支撑燃料棒且允许冷却剂流动以离开底部喷嘴的支座(standoff)102。支座可以是附属物的扇形唇部的最高点,并在运行期间保证燃料棒不会阻塞流动通孔。因为该流动通孔100是直接位于燃料棒以下,所以它们为流动提供了一种有助于使流过底部喷嘴的碎屑最少化的“非视距”路径,并且通过提供额外的流动路径还有助于减少底部喷嘴的总体损失系数。对这种被增加的特征的测试证明:对于在没有与燃料棒对齐的额外流动通孔的情况下采用附属物的实施例有明显的提高。
尽管本发明的具体实施例已经被被详细地描述,但本领域技术人员将理解的是,根据本发明的全面教导,能够对那些细节做出多种改动和替换。所以,所公开的具体实施例仅意味着是展示性的,且不限制本发明的范围,本发明的范围由后附权利要求及其任意的和所有的等同物的完整范围所给出。

Claims (16)

1.一种核燃料组件(22),包括:
具有轴向延伸长度的多个细长的核燃料棒(66);
至少一个最低栅格(88),所述至少一个最低栅格支撑有组织阵列中的所述核燃料棒,且具有被定义在最低栅格中的未占据空间,在所述燃料组件(22)被安装在核反应堆(10)中时,所述未占据空间能允许流体冷却剂从中流过并流过所述核燃料棒;
多个引导套管(84),所述多个引导套管沿着所述核燃料棒(66)延伸穿过所述最低栅格(88)并支撑所述最低栅格;
底部喷嘴(58),所述底部喷嘴被设置在所述最低栅格(88)的下方、低于所述核燃料棒(66)的下端,底部喷嘴支撑所述引导套管(84),并且具有穿过底部喷嘴的开口,从而允许流体冷却剂流入所述燃料组件(22),底部喷嘴包括:
垂直于核燃料棒(66)的轴线的基本水平的水平板(86),所述水平板具有基本指向最低栅格(88)的上表面、以及在所述水平板下侧的下表面,所述开口(90)延伸穿过水平板以用于冷却剂流动,上表面或下表面的至少一者上的至少一些所述开口具有漏斗状的第一附加物(96,92),所述第一附加物分别在上表面上方或者下表面下方延伸,并且根据具体情况围绕上表面或下表面的所述一者上的至少一些开口在上表面上方或者下表面下方延伸,所述第一附加物在上表面的情形下在第一附加物的基本最高位置处具有开口、或者在下表面的情形下在第一附加物的基本最低位置处具有开口,第一附加物的开口的直径大于上表面或下表面的所述一者上的开口(90,100)的直径,根据具体情况,第一附加物的内壁的直径在上表面的情形下从第一附加物的基本最高位置处的开口基本上逐渐地缩小、或者在下表面的情形下从第一附加物的基本最低位置处的开口基本上逐渐地缩小,直到第一附加物的壁过渡到在上表面或下表面上的开口为止。
2.根据权利要求1所述的核燃料组件(22),其中在上表面的情形下在第一附加物的基本最高位置处的开口中的至少一些开口的唇部(98)或者在下表面的情形下在第一附加物的基本最低位置处的开口中的至少一些开口的唇部具有扇形轮廓。
3.根据权利要求1所述的核燃料组件(22),包括从上表面或下表面的另一者上的至少一些开口向外延伸的漏斗状的第二附加物(96,92),第二附加物在上表面的情形下在第二附加物的基本最高位置处具有开口、或者在下表面的情形下在第二附加物的基本最低位置处具有开口,第二附加物的开口的直径大于上表面或下表面的所述另一者上的开口(90,100)的直径,第二附加物的内壁的直径在上表面的情形下从第二附加物的基本最高位置处的开口基本上逐渐地缩小、或者在下表面的情形下从第二附加物的基本最低位置处的开口基本上逐渐地缩小,直到第二附加物的壁过渡到上表面或下表面的所述另一者上的开口。
4.根据权利要求3所述的核燃料组件(22),其中上表面的附加物至少部分地在上表面上的对应一个开口(90,100)内凹陷。
5.根据权利要求3所述的核燃料组件,其中上表面上的附加物的基本最高位置处的基本所有唇部都具有扇形轮廓。
6.根据权利要求1所述的核燃料组件(22),其中上表面的附加物(96)终止在核燃料棒(6)的下端的下方。
7.根据权利要求6所述的核燃料组件(22),其中上表面的附加物(96)的最高位置的范围小于下表面的附加物(92)的最低位置的范围。
8.根据权利要求1所述的核燃料组件(22),其中底部喷嘴(58)上的至少一些开口(100)与最低栅格(88)中的未占据空间基本上对准。
9.一种核燃料组件(22),包括:
具有轴向延伸长度的多个细长核燃料棒(66);
至少一个最低栅格(88),所述至少一个最低栅格支撑有组织阵列中的所述核燃料棒,且具有被定义在最低栅格中的未占据空间,在所述燃料组件(22)被安装在核反应堆(10)中时,所述未占据空间能允许流体冷却剂从中流过并流过所述核燃料棒;
多个引导套管(84),所述多个引导套管沿着所述核燃料棒(66)延伸穿过所述最低栅格(88)并支撑所述最低栅格;
底部喷嘴(58),所述底部喷嘴被设置在所述最低栅格(88)的下方、低于所述核燃料棒(66)的下端,底部喷嘴支撑所述引导套管(84),并且具有穿过底部喷嘴的开口,从而允许流体冷却剂流入所述燃料组件(22),底部喷嘴包括:
垂直于核燃料棒(66)的轴线的基本水平的水平板(86),所述水平板具有基本指向最低栅格(88)的上表面、以及在所述水平板下侧的下表面,所述开口(90)延伸穿过水平板以用于冷却剂流动,上表面或下表面的至少一者上的至少一些所述开口具有漏斗状的第一附加物(96,92),所述第一附加物分别在上表面上方或者下表面下方延伸,并且根据具体情况围绕上表面或下表面中的至少一者上的至少一些开口在上表面上方或者下表面下方延伸,所述第一附加物在上表面的情形下在第一附加物的基本最高位置处具有开口、或者在下表面的情形下在第一附加物的基本最低位置处具有开口,第一附加物的开口的直径大于上表面或下表面中的至少一者上的开口(90,100)的直径,随着第一附加物在上表面的情形下从第一附加物的基本最高位置处的开口过渡到下表面上的开口、或者在下表面的情形下从第一附加物的基本最低位置处的开口过渡到下表面上的开口,第一附加物的内壁基本上逐渐地缩小轴向穿过第一附加物的横向流动面积。
10.根据权利要求9所述的核燃料组件(22),包括从上表面或下表面的另一者上的至少一些开口向上延伸的漏斗状的第二附加物(96,92),第二附加物在上表面的情形下在第二附加物的基本最高位置处具有开口、或者在下表面的情形下在第二附加物的基本最低位置处具有开口,第二附加物的开口的直径大于上表面或下表面的所述另一者上的开口(90,100)的直径,根据具体情况,随着第二附加物在上表面的情形下从第二附加物的基本最高位置处的开口过渡到上表面或下表面的另一者上的开口、或者在下表面的情形下从第二附加物的基本最低位置处的开口过渡到上表面或下表面的另一者上的开口,第二附加物的内壁基本上逐渐地缩小轴向穿过第二附加物的横向流动面积。
11.根据权利要求10所述的核燃料组件,其中上表面的附加物至少部分地在上表面上的对应一个开口(90,100)内凹陷。
12.根据权利要求1所述的核燃料组件(22),其中用于冷却剂流动的开口(90)与最低栅格(88)中的未占据空间对准,所述最低栅格包括在核燃料棒(66)的下方基本上对准的额外开口(100)。
13.根据权利要求12所述的核燃料组件(22),其中至少一些所述额外开口(100)具有在总体设计方面与第一附加物基本相同的附加物(96,92)。
14.根据权利要求13所述的核燃料组件(22),其中额外开口(100)分别具有在冷却剂流动出口处的支座(102),所述支座被配置以防止核燃料棒(66)阻塞冷却剂流动出口。
15.根据权利要求14所述的核燃料组件,其中在上表面上的额外开口(100)的附加物(96,92)的最高位置具有形成峰部和谷部的扇形唇部(98),其中峰部形成支座(102)。
16.根据权利要求12所述的核燃料组件,其中额外开口(100)的直径小于与未占据空间对准的开口(92)。
CN201580015375.8A 2014-04-03 2015-02-12 低压降核燃料组件底部喷嘴 Active CN106104700B (zh)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US14/243,954 US9847144B1 (en) 2014-04-03 2014-04-03 Low pressure drop nuclear fuel assembly bottom nozzle
US14/243,954 2014-04-03
PCT/US2015/015521 WO2015175041A2 (en) 2014-04-03 2015-02-12 Low pressure drop nuclear fuel assembly bottom nozzle

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN106104700A CN106104700A (zh) 2016-11-09
CN106104700B true CN106104700B (zh) 2017-07-18

Family

ID=54480893

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201580015375.8A Active CN106104700B (zh) 2014-04-03 2015-02-12 低压降核燃料组件底部喷嘴

Country Status (7)

Country Link
US (1) US9847144B1 (zh)
EP (1) EP3127122B1 (zh)
JP (1) JP6541680B2 (zh)
KR (1) KR102239043B1 (zh)
CN (1) CN106104700B (zh)
ES (1) ES2721004T3 (zh)
WO (1) WO2015175041A2 (zh)

Families Citing this family (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP7085302B2 (ja) 2017-03-17 2022-06-16 ウエスチングハウス・エレクトリック・カンパニー・エルエルシー 異物をろ過する原子燃料集合体下部ノズル
US11014265B2 (en) 2017-03-20 2021-05-25 Battelle Energy Alliance, Llc Methods and apparatus for additively manufacturing structures using in situ formed additive manufacturing materials
US10720246B2 (en) * 2017-04-20 2020-07-21 Westinghouse Electric Company Llc Fuel assembly arrangement for retaining fuel rod end plug to bottom nozzle
CN107195341A (zh) * 2017-05-17 2017-09-22 华北电力大学 核电站安全壳碎片对燃料组件压降影响的在线监控装置
KR102162013B1 (ko) * 2019-01-16 2020-10-07 한전원자력연료 주식회사 나선형 유로홀을 형성한 핵연료 집합체의 하단고정체
US20220254523A1 (en) * 2019-05-21 2022-08-11 Westinghouse Electric Company Llc Bottom nozzle with internal debris filter
CN110993128A (zh) * 2019-12-02 2020-04-10 吉林农业大学 一种压水堆燃料组件用的格架

Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US6421407B1 (en) * 1999-06-11 2002-07-16 Korea Atomic Energy Research Institute Nuclear fuel spacer grid with dipper vanes

Family Cites Families (22)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS56153284A (en) * 1980-04-30 1981-11-27 Tokyo Shibaura Electric Co Fuel assembly
US4684495A (en) * 1984-11-16 1987-08-04 Westinghouse Electric Corp. Fuel assembly bottom nozzle with integral debris trap
JPS63120289A (ja) * 1986-11-10 1988-05-24 株式会社東芝 燃料集合体
JPS63275990A (ja) * 1987-05-08 1988-11-14 Toshiba Corp 燃料集合体
US5009839A (en) * 1990-09-04 1991-04-23 B&W Fuel Company Nuclear fuel assembly bottom nozzle plate
US5255297A (en) * 1990-09-14 1993-10-19 Combustion Engineering, Inc. Lower end fitting with multistage flow diffusers
FR2669459B1 (fr) * 1990-11-20 1994-02-04 Framatome Embout inferieur filtrant pour un assemblage combustible d'un reacteur nucleaire refroidi par de l'eau legere.
FR2682213B1 (fr) * 1991-10-04 1994-01-07 Framatome Embout inferieur d'un assemblage combustible pour reacteur nucleaire refroidi a l'eau.
US5278883A (en) 1992-03-30 1994-01-11 Siemens Power Corporation Low pressure drop spacer for nuclear fuel assemblies
US5345483A (en) * 1993-12-02 1994-09-06 General Electric Company Lower tie plate strainers having double plate with offset holes for boiling water reactors
JP3044338B2 (ja) * 1996-09-13 2000-05-22 原子燃料工業株式会社 Pwr燃料集合体
JP2001133574A (ja) * 1999-11-01 2001-05-18 Nuclear Fuel Ind Ltd 燃料集合体の下部タイプレート
SE521610C2 (sv) * 2001-01-22 2003-11-18 Westinghouse Atom Ab Filter och bränslepatron för en nukleär anläggning av lättvattentyp
US6608880B2 (en) * 2001-07-17 2003-08-19 Westinghouse Electric Co. Llc Reduced pressure drop debris filter bottom nozzle for a fuel assembly of a nuclear reactor
KR100444699B1 (ko) * 2001-12-26 2004-08-21 한국수력원자력 주식회사 입술형 다목적 핵연료 지지격자체
US7085340B2 (en) 2003-09-05 2006-08-01 Westinghouse Electric Co, Llc Nuclear reactor fuel assemblies
US7822165B2 (en) * 2004-01-05 2010-10-26 Westinghouse Electric Co Llc Nuclear fuel assembly debris filter bottom nozzle
US7889829B2 (en) 2004-09-02 2011-02-15 Westinghouse Electric Company Llc Nuclear fuel assembly protective grid
FR2910170B1 (fr) * 2006-12-13 2009-04-03 Areva Np Sas Embout inferieur a dispositif anti-debris a chicane pour assemblage de combustible nucleaire et assemblage correspondant
FR2923321B1 (fr) 2007-11-05 2009-12-18 Areva Np Grille de maintien de crayons de combustible nucleaire, et ossature et assemblage comprenant une telle grille.
US8369475B2 (en) 2009-07-01 2013-02-05 Westinghouse Electric Company Llc Nuclear fuel assembly support grid
KR101535357B1 (ko) 2013-12-31 2015-07-08 한국원자력연구원 이중냉각 환형 핵연료 집합체용 하단고정체

Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US6421407B1 (en) * 1999-06-11 2002-07-16 Korea Atomic Energy Research Institute Nuclear fuel spacer grid with dipper vanes

Also Published As

Publication number Publication date
EP3127122A4 (en) 2018-02-14
US20170352438A1 (en) 2017-12-07
JP2017522538A (ja) 2017-08-10
JP6541680B2 (ja) 2019-07-10
CN106104700A (zh) 2016-11-09
EP3127122A2 (en) 2017-02-08
EP3127122B1 (en) 2019-01-30
US9847144B1 (en) 2017-12-19
WO2015175041A3 (en) 2016-01-14
KR102239043B1 (ko) 2021-04-09
KR20160138565A (ko) 2016-12-05
WO2015175041A2 (en) 2015-11-19
ES2721004T3 (es) 2019-07-26

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN106104700B (zh) 低压降核燃料组件底部喷嘴
JP5497454B2 (ja) 加圧水型原子炉のスカート状整流装置
KR101129735B1 (ko) 원자로
US9748004B2 (en) Combined core makeup tank and heat removal system for a small modular pressurized water reactor
US7889830B2 (en) Nuclear reactor downcomer flow deflector
KR102109504B1 (ko) 일체형 가압수로형 원자로를 위한 가압기 서지선 분리기
JP6236463B2 (ja) 原子炉
CN104919532B (zh) 用于给具有器械穿透凸缘的核反应堆更换燃料的方法和装置
JP2015519584A (ja) 加圧水型原子炉用のコンパクトな蒸気発生器
US3245879A (en) Compact nuclear steam generator
KR101250479B1 (ko) 안전보호용기를 구비한 피동형 비상노심냉각설비 및 이를 이용한 열 전달량 증가 방법
JP2016507758A (ja) 加圧水型原子炉の減圧システム
US9536628B2 (en) Nuclear fuel assembly support grid
JP2009075001A (ja) 原子炉
KR102397744B1 (ko) 연장된 중간 가이드 조립체를 구비하는 제어봉 가이드 튜브
KR20140063733A (ko) 홈이 있는 핵연료 조립체 구성요소 삽입체
JP5361964B2 (ja) 原子炉の初装荷炉心
KR20170060090A (ko) 가압수형 원자로 연료 집합체
JPH04230896A (ja) 出力調整可能な自然循環沸騰水型原子炉
JPH04244995A (ja) 沸騰水型原子炉
US20130272482A1 (en) Pressurized water reactor fuel assembly grid
JPH04122892A (ja) 沸騰水型原子炉
JPH01152393A (ja) 自然循環方式沸騰水型原子炉

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
C10 Entry into substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant