CN108431901A - 用于确定将应用于压水反应堆的燃料棒的压缩载荷的测量设备 - Google Patents

用于确定将应用于压水反应堆的燃料棒的压缩载荷的测量设备 Download PDF

Info

Publication number
CN108431901A
CN108431901A CN201680076716.7A CN201680076716A CN108431901A CN 108431901 A CN108431901 A CN 108431901A CN 201680076716 A CN201680076716 A CN 201680076716A CN 108431901 A CN108431901 A CN 108431901A
Authority
CN
China
Prior art keywords
driven member
spring
pit
measuring apparatus
shell
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.)
Granted
Application number
CN201680076716.7A
Other languages
English (en)
Other versions
CN108431901B (zh
Inventor
J·T·波利朵拉
S·D·拉泽斯基
J·W·康拉德
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.)
Westinghouse Electric Co LLC
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 CN108431901A publication Critical patent/CN108431901A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN108431901B publication Critical patent/CN108431901B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/10Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00Reactor types
    • G21C1/04Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/08Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
    • G21C1/086Pressurised water reactors
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/06Devices or arrangements for monitoring or testing fuel or fuel elements outside the reactor core, e.g. for burn-up, for contamination
    • 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
    • G21C3/334Assembling, maintenance or repair of the bundles
    • 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
    • G21C3/34Spacer grids
    • G21C3/356Spacer grids being provided with fuel element supporting members
    • 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)

Abstract

一种改进的测量设备采用支撑件,所述支撑件包括外壳并且还包括从动件,所述从动件可移动地位于所述支撑件上。所述从动件在大致远离所述外壳的方向上被偏压。所述外壳和所述从动件可接收在弹簧/凹坑对之间,并且传感器在插置在所述弹簧与所述凹坑之间时检测所述外壳与所述从动件之间的距离。指示器设备采用待输出的信号和表示将由弹簧/凹坑对施加到燃料棒的压缩载荷量的指示,并且所述指示至少部分地基于外壳的与凹坑接合的部分与从动件的与弹簧接合的部分之间的距离。

Description

用于确定将应用于压水反应堆的燃料棒的压缩载荷的测量 设备
技术领域
所公开和要求保护的概念总体上涉及核电站,并且更具体地涉及测量设备,其可操作以确定在压水反应堆的栅格的弹簧与凹坑之间施加到位于弹簧与凹坑之间的燃料棒的压缩载荷的量。
背景技术
核电站可具有各自配置。一种类型的核电站采用核反应堆来产生蒸汽,所述蒸汽用于使操作发电机的一个或多个涡轮机转动。一种类型的反应堆是压水反应堆(PWR)。这种PWR通过在维持在高压下的主冷却回路内加热水来运行。可以被表征为一种类型的热交换器的蒸汽发生器将主冷却回路与次级冷却回路热连接并且在次级冷却回路中产生蒸汽。二次冷却回路与涡轮机连接并且与散热器(诸如冷却塔)连接。
在大多数压水核反应堆中,反应堆芯由大量细长燃料组件组成。这些燃料组件通常包括多个圆柱形燃料棒,所述多个圆柱形燃料棒由沿着燃料组件的长度轴向间隔开并且附接到燃料组件的多个细长套管的多个栅格保持在有组织的阵列中。套管通常在其中接收控制棒或仪器。在燃料组件的相对端上的顶部和底部喷嘴固定到在燃料棒的端部稍微上方和下方延伸的套管的端部。
栅格由连接在一起以形成多个单元的金属带形成。每个单元通常具有弹簧/凹坑对,所述弹簧/凹坑对在其间接合燃料棒并且具有类似地接合燃料棒的另一个弹簧/凹坑对。通常,每个弹簧/凹坑对的弹簧比弹簧/凹坑对的对应凹坑相对更具柔顺性。一个弹簧/凹坑对将燃料棒保持在横向于燃料棒的纵向范围的一个方向上,并且另一个弹簧/凹坑对将棒保持在横向于棒的纵向范围的另一个方向上。虽然此类栅格及其弹簧/凹坑对通常对其预期目的有效,但是它们不是没有限制的。
如相关领域中一般理解的那样,由于诸如热、中子轰击、疲劳和其他此类因素的因素,栅格的弹簧和凹坑可以随时间推移变得松弛。这样,期望定期评估将由弹簧和凹坑施加到燃料棒的压缩载荷的量,以评估是否需要补救行动。然而,用于测量压缩载荷的先前系统已经受到限制,因为它们仅能够确定单元内的两个弹簧/凹坑对的总载荷是否压缩载荷不足,并且因此不能评估单个弹簧/凹坑对在其压缩载荷上是否不足。因此需要改进。
发明内容
改进的测量设备采用支撑件,所述支撑件包括外壳还包括可移动地位于支撑件上的从动件。所述从动件在大致远离外壳的方向上被偏压。外壳和从动件可接收在弹簧/凹坑对之间,并且传感器在插置在弹簧与凹坑之间时检测外壳与从动件之间的距离。指示器设备采用待输出的信号和表示将由弹簧/凹坑对施加到燃料棒的压缩载荷量的指示,并且所述指示至少部分地基于外壳的与凹坑接合的部分与从动件的与弹簧接合的部分之间的距离。
因此,所公开和要求保护的概念的一个方面是提供改进的测量设备,所述测量设备在接收在栅格的弹簧与凹坑之间时提供将施加到燃料棒的压缩载荷的指示。
所公开和要求保护的概念的另一方面是提供改进的测量设备,所述测量设备确定将由栅格的单元内的单个弹簧/凹坑对施加到燃料棒的压缩载荷量而不受单元的其他弹簧/凹坑对的干扰。
所公开的和要求保护的概念的另一个方面是提供改进的测定设备,所述测量设备直接测量栅格的单元内的单个弹簧与单个凹坑之间的距离,并且输出将至少部分地基于单个弹簧和单个凹坑之间的距离由单个弹簧和单个凹坑施加到燃料棒的压缩载荷的指示。
因此,所公开和要求保护的概念的一个方面是提供改进的测量设备,所述测量设备可操作以指示压缩载荷量,当具有可裂变材料的棒接收在燃料组件的栅格的弹簧与凹坑之间时,所述压缩载荷量将由所述弹簧和所述凹坑施加到所述棒。测量设备通常可以被描述为包括具有外壳的支撑件,所述外壳的一部分被构造成物理地接触弹簧和凹坑中的一个;可移动地位于支撑件上的从动件,所述从动件的一部分位于所述外壳的所述一部分的对面并且在大致远离所述外壳的所述一部分的方向上被偏压,所述从动件的所述一部分被构造成由所述弹簧和所述凹坑中的另一个物理地接触、并且克服其偏压以使从动件在与所述弹簧和所述凹坑中的所述另一个脱离物理接触的第一位置和与所述弹簧和所述凹坑中的所述另一个物理接触的第二位置之间移动;以及指示器设备,所述指示器设备被构造成提供表示将施加到所述棒的所述压缩载荷量的指示,所述指示至少部分地基于在所述第二位置中的所述外壳的所述一部分与所述从动件的所述一部分之间的距离。
附图说明
当结合附图阅读时,可以从以下描述获得对所公开和要求保护的概念的进一步理解,其中:
图1是部分以截面形式示出的PWR型核反应堆的示意图,所述PWR型核反应堆包括示意性描绘和缩短的燃料组件,具有由下文所阐述的设备和方法测量其压缩载荷的栅格;
图2是根据所公开和要求保护的概念的改进的测量设备的正视图;
图3是图2的测量设备的检测设备的局部剖面正视图,所述检测设备延伸通过栅格的单元,并且其中检测设备的从动组件处于与单元脱离的自由状态;
图4是类似于图3的视图,除了描绘测量设备的从动组件和外壳插置在单元的弹簧与凹坑之间之外;和
图5是沿着图4的线5-5截取的剖视图。
整个说明书中类似的数字是指类似的零件。
具体实施方式
在图1中大体描绘安装在示意性描绘的核反应堆4中的示例性燃料组件10。燃料组件10的各种部件和/或其他部件中的一个或多个可以被称为反应堆4的内部构件。
燃料组件10包括底部喷嘴12,所述底部喷嘴12将燃料组件10支撑在核反应堆4的堆芯区域中的下部堆芯支撑板14上。核反应堆4是压水反应堆,其包括设置在堆芯支撑板14上的多个燃料组件10。除了底部喷嘴12之外,燃料组件10的结构骨架还包括在其上端的顶部喷嘴16、以及多个细长引导管或套管18,所述多个细长引导管或套管18在底部喷嘴12与顶部喷嘴16之间纵向延伸并且在其相对端处与底部喷嘴与顶部喷嘴连接。
燃料组件10还包括沿着套管18轴向间隔开并且安装到套管18的多个横向栅格20、以及由栅格20横向间隔开并由栅格20支撑的细长燃料棒22的组织阵列。而且,如图1所描绘的示例性燃料组件10包括位于其中心的仪器管24,所述仪器管24在底部喷嘴12与顶部喷嘴16之间延伸。通过这种零件布置,燃料组件10形成整体单元,所述整体单元能够被方便地操作而不会损坏所组装的零件。
如上所述,燃料组件10的其阵列中的燃料棒22通过沿着燃料组件10的长度间隔开的栅格20彼此保持间隔关系。每个燃料棒22包括多个核燃料芯块并在其相对端处由上端塞28和下端塞30闭合。燃料芯块由可裂变材料组成,并负责产生核反应堆4的无功功率(reactive power)。
诸如水的液体缓和剂/冷却剂或含硼水通过下部堆芯板14中的多个流动开口向上泵送到燃料组件10。燃料组件10的底部喷嘴12使冷却剂向上流动通过套管18并沿着组件的燃料棒22流动,以便提取其中产生的热量以产生有用功。
为了控制裂变过程,多个控制杆34可在位于燃料组件10中的预定位置处的套管18中往复移动。具体地,位于顶部喷嘴16上方的棒组控制机构36支撑控制棒34。控制机构36具有带有多个径向延伸臂38的内螺纹圆柱形构件37。每个臂38互连到控制棒34,以使得控制机构36可操作以使控制棒34在套管18中竖直移动,从而以公知的方式控制燃料组件10中的裂变过程。
在图1中以示例性方式示出的栅格20由布置成形成多个单元的多个带40(诸如图5所示)构成,其中一个这种单元在图5中以数字42描绘。单元42被描绘为包括第一弹簧/凹口对43,所述第一弹簧/凹坑对43包括第一弹簧44和第一凹坑46,所述第一弹簧44和所述第一凹坑46形成在单独的带40中并且彼此相对。单元42在图5中被进一步描绘为包括第二弹簧/凹坑对47,所述第二弹簧/凹坑对47包括第二弹簧48和第二凹坑50,所述第二弹簧48和所述第二凹坑50形成在单独的带40中并且彼此相对。第一弹簧/凹坑对43和第二弹簧/凹坑对47一起将燃料棒22保持在单元42内相对于燃料组件10的给定位置中。虽然每个弹簧/凹坑对43和47被描绘为包括彼此直接相对的单个弹簧和单个凹坑,但是应理解,每个弹簧/凹坑对可以具有彼此相对的不同数量的弹簧和/或凹坑,并且它们可以不是彼此直接相对,和/或彼此处于其他位置关系而不偏离本概念。
在图2中描绘了根据所公开和要求保护的概念的改进的测量设备52。测量设备52包括充当用于吊环56的支撑件的细长支腿54、旗板58以及测量设备52的检测设备60。测量设备52还包括在下文中更详细描述的指示器设备66。通常情况下,测量设备52通过吊环56悬挂,所述吊环56由支撑测量设备52并且使测量设备在竖直方向上向上并向下移动的绞盘或其他这种装置的钩承载。由于将在下文中更详细地阐述的原因,旗板58在大致横向于支腿54的纵向范围的方向上从支腿54突出并且可相对于支腿54移动。支腿54可通过前述绞盘或其他这种装置在竖直方向上移动,以便在图1的燃料组件10的栅格20的各个单元42中接收支腿54。
指示器设备66在图3和图4中示意性地描绘为通常与支腿54中的感测装置电子连接的计算机化装置。指示器设备66通常将保持位于与支腿54间隔开的静止位置中。
如从图3和图4可以理解,检测设备60可以说包括外壳62,指示器设备66的从动组件64和传感器88位于所述外壳62上。外壳62具有空腔68,从动组件64的至少一部分位于所述空腔68内。从动组件64可以说包括第一从动件70,所述第一从动件70可枢转地位于外壳62上并围绕静止毂72枢转。第一从动件70包括第一弓形表面75和第二弓形表面77,所述第一弓形表面75和所述第二弓形表面77位于距毂72的相同距离处并且具有彼此镜像的弓形轮廓。从动组件64还包括第二从动件74,所述第二从动件74可移动地位于与空腔68连通的细长通道76中。第二从动件74可沿着延伸穿过通道76的笔直轴线78以往复方式平移。
从图3和图4的角度看,从动组件64还包括弹簧80,所述弹簧80充当在向下方向上偏压第二从动件74的偏压元件。更具体地,并且可以从图3和图4中理解,弹簧80将小的压缩力施加到第二从动件74,所述第二从动件74在与第二弓形表面77接合并且从图3和图4的角度以大致顺时针方向偏压第一从动件的方向上偏压第二从动件74。当第一从动件70处于与栅格20脱离的自由位置时,诸如在图2和图3中大致描绘的那样,第一从动件70旋转到其最顺时针方向。当从图4的角度看测量设备52以及因此检测设备60由吊环56在向上方向上拉动时,从外壳62突出的第一从动件70的一部分接合第一弹簧44。即,第一弹簧44接合第一弓形表面75并由此克服弹簧80的偏压以使第一从动件70从大致在图3中描绘的自由位置在逆时针方向上旋转到大致在图4中描绘的旋转位置。通过使第一从动件70旋转到大致在图4中描绘的位置,第一从动件70已经引起第二从动件74沿着第二弓形表面77行进并且从图4的角度看在竖直向上方向上移动,并且由此改变第二从动件74与传感器88之间的距离。从图3和图4的角度看,由于第一弓形表面75和第二弓形表面77彼此镜像并且处于距轮毂的相同距离处,因此第一从动件70在第一弓形表面75的与第一弹簧44接合的部分的水平运动与第二从动件74的对应竖直运动之间具有1:1的比率。
更具体地,并且如图3所示,当第一从动件70旋转地处于其自由位置时,第二从动件74位于距传感器88的最大距离81A处。然而,当诸如图4大致所描绘,第一从动件70旋转到其旋转位置时,从图4的角度看,第二从动件74的上表面与传感器88的下表面之间的距离减小,如数字81B所指示。
传感器88处于超声换能器的示例性形式,并且其周期性地发出脉冲,所述脉冲从第二从动件74反射并且随后由传感器88检测到。一般而言,空腔68和通道76在检测设备60接收在单元42期间将充满水,所以由传感器88发射的超声波脉冲穿过水,从第二从动件74的上表面反射(从图3和图4的角度看),并由传感器88检测到。传感器88与第二从动件74的上表面之间的接近度或距离(从图3和图4的角度看)至少部分依赖于通过第一从动件70在逆时针方向上的旋转所测量的第一弹簧44与第一凹坑46之间的距离,这是由于第一从动件70与第一弹簧44接合并且外壳62与第一凹坑46接合。可替代地,传感器88可以是可用于测量这种位移的DVRT(差分可变磁阻换能器)。
如图2最佳所示,指示器设备66可以说包括输入设备82、输出设备84以及处理器设备86。输入设备82可以包括上述传感器88和其他输入装置,诸如键盘、鼠标和其他此类输入装置。输出设备84包括可视显示器90,并且可以包括其他输出装置而没有限制,诸如打印机、音频输出装置等。
处理器设备86可以说包括处理器92和存储器94。处理器92可以是多种处理器中的任一个而没有限制,诸如微处理器或其他类型的处理器。存储器94可以是各种存储装置中的任一个,诸如RAM、ROM、EPROM、FLASH等,其可以以存储体或计算机化装置内部的其他存储区域的形式运行,并且可以附加地或可替代地作为非暂时性存储介质运行。存储器94已在其中存储可在处理器92上执行的多个例程96,以引起指示器设备66以及因此测量设备52执行某些功能。如本文所采用,表述“多个”及其变体应广义地指任何非零数量,包括数量1。例程96可以呈各种形式中的任一种形式,并且通常呈可由处理器92执行的指令的形式。
例程96包括用来执行各种功能的指令,诸如将由传感器88输出的信号转换成将在第一弹簧44与第一凹坑46之间施加到接收在第一弹簧与第一凹坑之间的燃料棒22的压缩载荷的值。该值至少部分地基于通过第一从动件70旋转到图4中大致描绘的旋转位置来测量的第一弹簧44与第一凹坑46之间的距离。使第一从动件70旋转到图4中大致描绘的旋转位置的动作(所述动作包括第二从动件74到图4中大致描绘的其平移位置的对应平移以及弹簧80的对应压缩)将至少稍微弹性地偏转第一弹簧44和/或第一凹坑46。这样,例程96包括补偿例程96,以将在第一弹簧44与第一凹坑46之间所测量的距离校正为第一弹簧44与第一凹坑46之间的实际未偏转距离。即,在检测设备60插置在第一弹簧与第一凹坑之间时,测量例程96测量第一弹簧44与第一凹坑46之间的距离,并且随后校正例程96在这种测量期间确定第一弹簧44和第一凹坑46将偏转的偏转距离。校正例程96采用与弹簧80的弹簧常数有关的数据和其他数据来确定偏转距离。这种偏转距离至少部分地基于所测量的距离来确定,并且其用来确定第一弹簧44与第一凹坑46之间的实际未偏转距离。该未偏转距离随后用来查询列表数据或算法等,以确定当燃料棒插置在第一弹簧与第一凹坑之间时将在第一弹簧44与第一凹坑46之间施加到燃料棒22的压缩载荷。
如图5中可以看到,当检测设备60插置在第一弹簧44与第一凹坑46之间时,示例性外壳62与第二弹簧48和第二凹坑50两者间隔开。然而,在其他实施方案中,外壳62可以与第二弹簧48和第二凹坑50中的任一个或两者接合,而不会影响第一弹簧44与第一凹坑46之间的距离的测量。应理解,先前的测量系统依赖于由第一弹簧/凹坑对43和第二弹簧/凹坑对47同时施加到工件上的摩擦力并且测量从单元42拉出工件的摩擦阻力。然而,应理解,本文所呈现的有利的检测系统60仅直接测量在第一弹簧44与第一凹坑46之间的距离,这有利地实现评估第一弹簧/凹坑对43而这种测量不受第二弹簧/凹坑对47的状态的影响。第二弹簧48与第二凹坑50之间的距离的测量由测量设备52分别完成。
需要重申的是,第一弹簧44与第一凹坑46之间的距离的直接测量涉及测量第二从动件74与传感器88之间的距离,以确定第一弹簧44与第一凹坑46之间的实际物理距离。随后,例程96通过确定由弹簧80的偏转引起的第一弹簧44与第一凹坑46之间的偏转、并通过从测量的距离过滤该偏转,来应用校正因子,所述校正因子使第一弹簧44与第一凹坑46之间的测量距离校正为实际未偏转距离。
在操作中,并且从图3和图4的角度来看,测量设备52从燃料组件10的顶部向下插入到包括单元42的一系列对齐单元,并且测量设备52随后在向下方向上平移。这样做时,检测设备60被接收在每个连续单元的连续弹簧/凹坑对之间,并且记录已校正的弹簧/凹坑对的弹簧与凹坑之间的每个这种距离。测量设备52随后在竖直方向上被向上拉动,并且随后相反地重新测量连续弹簧/凹坑对之间的所有连续距离,并且再次记录其间的距离。如果对于任何给定的弹簧/凹坑对来说两个测量结果不同,则保存其间的较小距离并丢弃记录过的较大距离。随后测量设备52旋转90°并且可以重复该过程,以测量在一组相同的连续对齐单元42内的连续的第二弹簧/凹坑对之间的连续距离。一旦已经记录并保存了所有的第一弹簧/凹坑对距离和所有的第二弹簧/凹坑对距离,测量设备52随后就可以移动到相邻的一系列对准单元42,并且可以重复该过程,直到用于燃料组件10的所有弹簧/凹坑对的所有距离以及因此压缩载荷值已被测量并且已被输出或以其他方式记录为止。
应指出,旗板58可移动地位于支腿54上,以便促进第一从动件70在外壳62上的位置的可视化。旗板58可以根据需要移动以辅助这种可视化,并且在此情况下可以以其他方式对准,以使得技术人员能够使第一从动件70相对于燃料组件10的位置可视化。
为了进一步促进测量设备52的操作,支腿54包括图2中所描绘的八边形区段98,所述八边形区段98可在两个相邻栅格20中的每一个的第一弹簧/凹坑对43和第二弹簧/凹坑对47两者之间接合,并且这帮助维持布置在图5中大致示出的位置中的检测设备60,其中检测设备与第一弹簧44和第一凹坑46对准。应进一步注意,支腿54包括作为有限旋转万向节一起运行的第一转体97和第二转体99。即,从图2的角度来看,第一转体97和第二转体99一起允许检测设备60在左右方向上和前后方向上仅枢转几度。这有利地避免允许检测设备60不期望地进入错误单元,同时仍在检测设备60与支腿54之间提供至少少量的枢转。提升吊环56的绞盘可以附加地配备有负载单元,如果轴向载荷超过预先确定的值(诸如指示测量设备52已经以某种方式由燃料组件10的一部分挂起或阻塞的值),则所述负载单元关闭绞盘。负载单元将以将有利地避免损坏燃料组件10的方式关闭绞盘。
因此可以看出,改进的测量设备52实现了直接测量燃料组件10中的每个弹簧/凹坑对的弹簧与凹坑之间的距离,这使指示器设备66能够输出将由每个弹簧/凹坑对施加到插入其间的燃料棒的压缩载荷的指示。其他优势将显而易见。
虽然已经详细描述了本发明的具体实施方案,但是本领域的技术人员将认识到,根据本公开的总体教导可以开发对这些细节的各种修改和替代。因此,所公开的具体实施方案仅意在说明而不是限制本发明的范围,本发明的范围将由所附权利要求及其等同物的全部范围给出。

Claims (8)

1.一种可操作以指示压缩载荷的量的测量设备(52),当具有可裂变材料的棒接收在燃料组件(10)的栅格(20)的弹簧(44)与凹坑(46)之间时,所述压缩载荷将由所述弹簧和所述凹坑施加到所述棒,所述测量设备包括:
具有外壳(62)的支撑件(54),所述外壳的一部分被构造成物理地接触所述弹簧和所述凹坑中的一个;
可移动地位于所述支撑件上的从动件(70),所述从动件的一部分位于所述外壳的所述一部分的对面并且在大致远离所述外壳的所述一部分的方向上被偏压,所述从动件的所述一部分被构造成由所述弹簧和所述凹坑中的另一个物理地接触,并且克服其偏压以使所述从动件在与所述弹簧和所述凹坑中的所述另一个脱离物理接触的第一位置和与所述弹簧和所述凹坑中的所述另一个物理接触的第二位置之间移动;以及
指示器设备(66),所述指示器设备(66)被构造成提供表示将施加到所述棒的压缩载荷的量的指示,所述指示至少部分地基于在所述第二位置中的所述外壳的所述一部分与所述从动件的所述一部分之间的距离。
2.根据权利要求1所述的测量设备,其中,所述指示器设备包括传感器(88)和处理器设备(86),所述传感器被构造成输出信号,所述信号表示所述压缩载荷的量并且至少部分地基于所述从动件相对于所述传感器的位置,所述处理器设备被构造成接收所述信号并且至少部分地基于所述信号输出所述指示。
3.根据权利要求2所述的测量设备,其中,所述从动件可枢转地位于所述支撑件上并且能在所述第一位置与所述第二位置之间枢转。
4.根据权利要求3所述的测量设备,其中,所述指示器设备包括另一个从动件(74),所述另一个从动件(74)能在另一个第一位置与另一个第二位置之间沿着笔直轴线(78)平移,随着所述从动件移动到其第二位置,所述另一个从动件与所述从动件接合并与所述从动件一起移动,当所述从动件处于其第二位置时,所述另一个从动件处于所述另一个第二位置中。
5.根据权利要求2所述的测量设备,其中,所述传感器被构造成输出至少部分地基于所述另一个从动件与所述传感器的接近度的信号作为所述信号。
6.根据权利要求1所述的测量设备,其中,所述外壳的所述一部分和所述从动件的所述一部分在所述从动件的第二位置中被插置在所述弹簧与所述凹坑之间。
7.根据权利要求1所述的测量设备,其中,所述栅格包括具有所述弹簧和所述凹坑的单元(42),所述单元还包括另一个弹簧(48)和另一个凹坑(50),当所述外壳的所述一部分和所述凹坑的所述一部分接合在所述弹簧与所述凹坑之间时,所述外壳的所述一部分和所述从动件的所述一部分与所述另一个弹簧和所述另一个凹坑中的至少一个脱离。
8.根据权利要求1所述的测量设备,其中,所述支撑件还包括细长支腿(54),所述外壳和所述从动件从所述细长支腿(54)悬挂,所述支撑件还包括从所述细长支腿突出的旗板(58),所述旗板可移动地位于所述支腿上以可与所述从动件对准。
CN201680076716.7A 2015-12-31 2016-11-15 用于确定将应用于压水反应堆的燃料棒的压缩载荷的测量设备 Active CN108431901B (zh)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US14/985,537 2015-12-31
US14/985,537 US10438709B2 (en) 2015-12-31 2015-12-31 Measurement apparatus for determining compressive loading that will be applied to a fuel rod of a pressurized water reactor
PCT/US2016/061947 WO2017116572A1 (en) 2015-12-31 2016-11-15 Measurement apparatus for determining compressive loading that will be applied to a fuel rod of a pressurized water reactor

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN108431901A true CN108431901A (zh) 2018-08-21
CN108431901B CN108431901B (zh) 2022-01-25

Family

ID=59225508

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201680076716.7A Active CN108431901B (zh) 2015-12-31 2016-11-15 用于确定将应用于压水反应堆的燃料棒的压缩载荷的测量设备

Country Status (7)

Country Link
US (1) US10438709B2 (zh)
EP (1) EP3398193B1 (zh)
JP (1) JP6942704B2 (zh)
CN (1) CN108431901B (zh)
ES (1) ES2954971T3 (zh)
SI (1) SI3398193T1 (zh)
WO (1) WO2017116572A1 (zh)

Families Citing this family (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR102065770B1 (ko) 2018-05-08 2020-01-13 한전원자력연료 주식회사 Wh형 골격체 벌지툴 피로 시험장치
KR102229251B1 (ko) * 2019-10-07 2021-03-17 한전원자력연료 주식회사 경수로 핵연료봉 장입력 측정장치
KR102377342B1 (ko) * 2020-05-14 2022-03-23 한전원자력연료 주식회사 블록의 움직임을 이용한 핵연료집합체 지지격자의 셀크기 측정 장치와 이를 이용한 측정방법

Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4589082A (en) * 1983-01-17 1986-05-13 Westinghouse Electric Corp. Nuclear fuel rod straightness measuring system and method
US5343504A (en) * 1993-02-25 1994-08-30 General Electric Company Nuclear fuel bundle spacer spring constant gauge
US5357547A (en) * 1992-03-18 1994-10-18 Westinghouse Electric Corporation Vibration dampener for dampening vibration of a tubular member
US5490418A (en) * 1993-11-12 1996-02-13 Societe Franco-Belge De Fabrication De Combustibles Device for measuring the force exerted by a grid spring
US6385269B1 (en) * 2000-05-30 2002-05-07 General Electric Company Spacer spring force adjustment tool and method of adjusting the spacer spring force
CN104751918A (zh) * 2013-12-31 2015-07-01 中核武汉核电运行技术股份有限公司 一种燃料组件变形测量装置及方法

Family Cites Families (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4397672A (en) 1982-02-05 1983-08-09 Nitschke John Stephen Glass sheet tempering utilizing high density air quenching
DE3242407A1 (de) * 1982-11-16 1984-05-17 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Verfahren zum messen der federkraft einer druckfeder, die seitlich an einem steg in einer masche eines gitterfoermigen abstandshalters fuer ein kernreaktorbrennelement angeordnet ist, und messdorn zur durchfuehrung dieses verfahrens
US4668466A (en) * 1985-02-19 1987-05-26 Westinghouse Electric Corp. Grid cell spring force measurement apparatus and method
FR2596859B1 (fr) * 1986-04-07 1988-07-15 Framatome Sa Dispositif de mesure a distance du diametre exterieur d'un element de forme cylindrique saillant par rapport a la surface d'une plaque
US5215705A (en) 1991-02-25 1993-06-01 General Electric Company Nuclear fuel bundle spacer spring force gauge
EP0786076A1 (de) 1994-10-14 1997-07-30 Siemens Aktiengesellschaft Vorrichtung zum messen der federkraft einer druckfeder
US7551705B2 (en) * 2003-12-11 2009-06-23 Areva Np, Inc. Fuel assembly top nozzle repair sleeve and method for repairing a fuel assembly

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4589082A (en) * 1983-01-17 1986-05-13 Westinghouse Electric Corp. Nuclear fuel rod straightness measuring system and method
US5357547A (en) * 1992-03-18 1994-10-18 Westinghouse Electric Corporation Vibration dampener for dampening vibration of a tubular member
US5343504A (en) * 1993-02-25 1994-08-30 General Electric Company Nuclear fuel bundle spacer spring constant gauge
US5490418A (en) * 1993-11-12 1996-02-13 Societe Franco-Belge De Fabrication De Combustibles Device for measuring the force exerted by a grid spring
US6385269B1 (en) * 2000-05-30 2002-05-07 General Electric Company Spacer spring force adjustment tool and method of adjusting the spacer spring force
CN104751918A (zh) * 2013-12-31 2015-07-01 中核武汉核电运行技术股份有限公司 一种燃料组件变形测量装置及方法

Also Published As

Publication number Publication date
CN108431901B (zh) 2022-01-25
WO2017116572A1 (en) 2017-07-06
EP3398193A1 (en) 2018-11-07
US20170194064A1 (en) 2017-07-06
US10438709B2 (en) 2019-10-08
JP6942704B2 (ja) 2021-09-29
SI3398193T1 (sl) 2023-10-30
JP2019504307A (ja) 2019-02-14
EP3398193B1 (en) 2023-06-28
ES2954971T3 (es) 2023-11-27
EP3398193A4 (en) 2019-08-07

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP6771553B2 (ja) 迅速応答自己給電型炉内検出器を用いる臨界未満反応度監視装置
CN108431901A (zh) 用于确定将应用于压水反应堆的燃料棒的压缩载荷的测量设备
TWI605471B (zh) 驗證核能反應器槽中偵測器輸出訊號效力的方法
JP5677274B2 (ja) 原子炉水位計測システム
CN103345950A (zh) 压水堆堆外核探测系统及探测方法
CN109283052A (zh) 管材的周向弹性模量与泊松比的测量方法
EP3457101B1 (en) Contact force measurement method
US20150027663A1 (en) Instrumented Steam Generator Anti-Vibration Bar
CN208520717U (zh) 一种硼回收系统中硼酸浓度的测量装置
CN109029829B (zh) 一种核电厂蒸汽发生器上段内部压力的计算方法及系统
CN105783669A (zh) 一种x射线应力测试中平均腐蚀深度的测量装置
Wiesenack et al. Axial gas transport and loss of pressure after ballooning rupture of high burn-up fuel rods subjected to LOCA conditions
US5098643A (en) Method for detecting leaky rods in a nuclear fuel assembly
JPS6211317B2 (zh)
TWI751682B (zh) 用於在核子環境中偵測冷卻劑流速及溫度之偵測裝置、系統及方法
Bergagio et al. Experimental investigation of mixing of non-isothermal water streams at BWR operating conditions
CN213456505U (zh) 一种火电厂管道端面现场硬度检验的辅助装置
CN209103828U (zh) 一种适用于中子通量管细长杆的测量、保护装置
JP5398501B2 (ja) 原子炉
Russcher et al. LOCA simulation in the NRU reactor: materials test-1
Oh et al. A full scale PWR hydraulic test facility at KAERI
CN108760572A (zh) 一种硼回收系统中硼酸浓度的测量装置及其方法
Armenta Validation of Hiriart equation to compute steam production by the lip pressure method
JP2000310693A (ja) 炉内プロセス量測定装置
Lynch et al. Pappone et a

Legal Events

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