CN1102292C - 采用临界热流增强附件的加压燃料管道型核反应堆 - Google Patents

采用临界热流增强附件的加压燃料管道型核反应堆 Download PDF

Info

Publication number
CN1102292C
CN1102292C CN95191896A CN95191896A CN1102292C CN 1102292 C CN1102292 C CN 1102292C CN 95191896 A CN95191896 A CN 95191896A CN 95191896 A CN95191896 A CN 95191896A CN 1102292 C CN1102292 C CN 1102292C
Authority
CN
China
Prior art keywords
fuel
annex
heat flux
fuel element
critical heat
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.)
Expired - Fee Related
Application number
CN95191896A
Other languages
English (en)
Other versions
CN1142279A (zh
Inventor
雷曼·索莱琴
狄奥尼修斯·C·格罗尼维尔德
阿兰·D·莱恩
伊恩·E·奥尔达克
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.)
Atomic Energy of Canada Ltd AECL
Original Assignee
Atomic Energy of Canada Ltd AECL
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 Atomic Energy of Canada Ltd AECL filed Critical Atomic Energy of Canada Ltd AECL
Publication of CN1142279A publication Critical patent/CN1142279A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN1102292C publication Critical patent/CN1102292C/zh
Anticipated expiration legal-status Critical
Expired - Fee Related legal-status Critical Current

Links

Images

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
    • G21C3/322—Means to influence the coolant flow through or around the bundles
    • 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)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明提供一种压力燃料管道型核反应堆临界功率增强系统，该核反应堆包括多个设在燃料管道内的燃料棒束(20)，所述棒束包括多个在燃料管道内水平取向的燃料元件(22)，该系统包括位于某些燃料元件中每一个的长度上关键位置处至少一个附件(30)，所述附件从燃料元件表面向外突出，在沿燃料棒束长度的位置上在流动的冷却剂中产生紊流，该位置最易产生临界热流。附件抑制了临界热流在燃料棒束中出现，增加了反应堆产生最大功率的安全极限。

Description

采用临界热流增强附件的加压 燃料管道型核反应堆
                         技术领域
本发明涉及到一种用于加压燃料管道型核反应堆的临界功率增强系统，所述临界功率增强系统在反应堆的燃料棒束中的关键位置产生紊流，从而改善燃料棒束的临界热流。
                         背景技术
加压燃料管道型核反应堆的一个例子是CANDUTM反应堆，所述反应堆包括多个在其中确定贯穿的燃料管道的压力管。每一个燃料管道是水平取向的并且包括多个燃料棒束，通常各燃料棒束是首尾相连的。每一个燃料棒束包括一套含有可裂变材料的固体燃料棒或燃料元件。高压重水冷却剂从一端进入燃料管道，流过燃料棒束并且经过燃料元件之间的间隙，以便冷却所述燃料元件和载出裂变过程的热量，由燃料管道的另一端导出。这种热量接着通过冷却剂传递到热交换器，所述热交换器产生蒸汽，用以驱动汽轮机以便产生电能。在水隙中流动的重水是受压的，因此没有明显的沸腾。
在一个燃料管道中可以产生的最大功率是由在所述管道中通过各个燃料棒束能够安全地产生的最大功率确定的。在燃料管道中的这种最大功率通常称为临界管道功率或CCP。由在管道中任何一个给定的燃料棒束能够安全产生的最大功率称为临界棒束功能，并且所述临界棒束功率是根据由燃料棒束中产生的功率的变化、相应的局部冷却剂状态以及燃料棒束的结构来确定。所述临界棒束功率是相应于从棒束到冷却剂热传递效率开始明显地降低的功率，发生这种情况时的局部热流称为临界热流(CHF)。由于当超过所述临界热流时能够产生的高温可以损坏所述燃料棒束，所以所述管道功率和流动状态要设定为保证在任何一燃料棒束中从不超过临界热流。
在被加热的燃料元件上，当表面的若干部分不再由液态的冷却剂连续地湿润时，就发生所述临界热流。存在两种类型的临界热流，即脱离泡核沸腾型(DNB)和液体耗尽型。临界热流的实际的机理取决于燃料元件的位置和围绕燃料元件的冷却剂的热水力状态。
为了保证在任何的燃料棒束中从不超过所述临界热流，对于所述CCP设一个安全系数或者运行安全系数，结果反过来CCP导致通过加压的燃料管道型核反应堆产生的功率以近似相同的系数减小。然而，假若所述临界热流能够增加，那么，由反应堆产生的功率也可以增加。类似的情况对其它类型的水冷却核反应堆也成立。
已经有人建议通过如下的独立方法对压力壳型轻水反应堆的燃料棒束上的临界热流加以改进：(i)添加额外的格栅模板和搅拌叶片(1987年10月6日授予Taleyarkhan的美国专利US 4698024)；(ii)安装管状流动转向管道、流动转向板或其它的流动转向/偏转装置(于1988年4月19日授予Teleyarkhan的美国专利4,738,819，于1987年7月7日授予Taleyarkhan的美国专利4,678,631，于1972年3月16日授予Calvin的美国专利3,663,367，以及1982年1月5日授予Babcock和Wilcox Company的加拿大专利1,115,863)；(iii)使元件包壳表面产生凹坑(1984年10月2日授予Staub的美国专利4,474,231)；以及(iv)在所述燃料元件组件中安装专门的流动分配管道(1987年11月24日授予Patterson等的美国专利4,708,846)。
为压力壳型轻水反应堆而提出的这种临界热流增强方法不能直接地应用于加压的燃料管道型核反应堆，例如CANDUTM反应堆的燃料棒束，这主要是由于压力壳型反应堆中的燃料组件与加压的燃料管道型反应堆的燃料棒束组件之间的具体差异。压力壳型反应堆使用非常长的燃料组件，这种组件延伸于反应堆的全长，并且在单个元件之间使用了更大的间距。在压力壳型反应堆中提供最佳的临界热流增加所需的紊流增加器(如额外的格栅板和流动转向装置)在加压燃料管道型反应堆的燃料管道中会增加不必要的过高的水力阻力。它们的引入又将要求加压燃料型反应堆的燃料棒束改变机械结构，这将影响其整体的性能。因而这些措施对加压管道型反应堆是不实用的。
加拿大专利No 1,115,863揭示了在控制棒导向管上设置隆起边的方案。这个专利详细说明其发明主题适合于防止脱离泡核沸腾型(DNB)临界热流的早期的发生，所述临界热流易于发生在相邻燃料元件的间隙附近，或者导向管与燃料元件之间的间隙附近。在加拿大专利1,115,863中的导向管实际上是未被加热，因而与周围的燃料元件相比具有较冷的表面。所述隆起边用于使液体脱离冷导管，从而使其可用于燃料元件，所述导向管是压力壳型水冷反应堆的燃料组件的特有的特征。此外，液体耗尽型临界热流在加压燃料管道型反应堆中比DNB型的临界热流更易于产生。在加拿大专利1,115,863中说明的专利仅仅适用于压力壳型反应堆，并且它不能用于无导向管的加压燃料管道型反应堆。
正如图1中表示的，已经建议了一种方法，通过在燃料管道12的内表面上安装凸凹不平的环10来改善在加压燃料管道型反应堆中的临界热流(1968年3月5日授予Wikhammer等的美国专利US 3,372,093)。由于凸凹不平的环10产生了紊流，并将液体从未加热管道壁重新分配到所述燃料棒束14，从而实现了临界热流的增加。所述燃料棒束14由在燃料管道12中的格栅板16支承。
这种建议用于加压燃料管道型反应堆的临界热流增强方法具有如下的缺点：
在燃料管道的内表面上存在的凸凹不平的环造成燃料棒束在燃料管道内通过时出现实际困难。这种在燃料管道的内表面上提供的凸凹不平的环因此将要求加压燃料管道反应堆的燃料系统机械结构上的改变，而这是不希望的。此外，管道凸凹不平的环明显增加了燃料管道中水力阻力。正如下面讨论的，在燃料管道中的水力阻力的增加造成冷却剂的降低，因此，使得临界热流在较低的燃料管道功率下发生。最后得到的CCP或者是比无临界热流增强装置的情况更差，或者是仅有很小程度的改善。高的水力阻力又能够降低通过已有的没有设计成适应因如此大的水力阻力而导致一种大压降的反应堆中的燃料管道的冷却剂流，所以影响反应堆的整体性能。
                         发明内容
本发明的目的在于提供一种用于加压燃料管道型核反应堆的临界功率增强系统，这种临界功率增强系统在不显著地增加燃料管道中水力阻力的条件下改善了燃料棒束的临界热流。
根据本发明的一个方面，提供一种用于由受压水作为流入多个燃料管道的冷却剂的核反应堆的燃料元件组件，所述燃料元件组件具有：一个含有可裂变材料的细长的燃料元件，所述燃料元件具有相对的端部和一个在所述相对的端部之间长度上延伸的外周表面；所述燃料元件组件中，沿着燃料元件的长度连接至少一个临界热流增强附件，所述附件从所述燃料元件的表面向外突出，从在所述临界热流增强附件位置的下游沿着所述燃料元件的长度流动的冷却剂中产生紊流。
根据本发明的另一个方面，提供一种用于由受压水作为流入多个燃料管道的冷却剂的核反应堆的燃料棒束组件，所述燃料棒束组件具有：包含有多个细长的燃料元件的一个燃料棒束，每个所述燃料元件具有相对的端部和在所述相对端部之间长度上延伸的外周表面；把上述多个燃料元件的两个端部机械地连接在一起，配置成棒束的形式；每个所述燃料元件上有多个隔片；每一个隔片面对相邻的燃料元件的一个隔片，燃料元件彼此间由一对隔片分开；连接到外部燃料元件上以对所述燃料棒束提供支承的至少一个支承基座；所述燃料棒束组件中，沿着某些燃料元件的长度连接到所述某些燃料元件中每一个上的至少一个临界热流增强附件，以在临界热流增强附件位置的下游沿所述燃料棒束的长度流动的冷却剂中产生紊流，所述附件从每个燃料元件的外周表面起向外突出。
根据本发明的再一方面，提供一种使用受压水作为冷却剂的加压燃料管道型核反应堆，所述反应堆具有：一种在其中确定贯穿的燃料管道的细长的压力管，所述压力管具有一长度、一个把冷却剂引入所述燃料管道的入口和一个把冷却剂由所述燃料管道排出的出口；包含在所述压力管内的多个细长的燃料棒束，每个所述燃料棒束内包含多个燃料元件，每个所述燃料元件具有相对的端部和在所述相对的端部间长度上延伸的外周表面，每个燃料元件的长度与所述压力管的长度相平行；把上述多个燃料元件的两个端部机械地连接在一起，配置成棒束的形式；每个所述燃料元件上有多个隔片；每一个隔片面对相邻的燃料元件的一个隔片，燃料元件彼此间由一对隔片分开；连接到外部燃料元件上以给所述燃料棒束提供支承的多个支承基座；所述反应堆中，沿着某些燃料元件中每一个的长度设置至少一个附件，并且所述附件由所述燃料元件的外周表面向突出伸入位于燃料管道内的由燃料元件围绕的冷却剂流动空间，以便在所述临界热流增强附件位置的下游沿每个所述燃料棒束的长度流动的冷却剂中产生紊流。
根据本发明的又一个方面，提供一种用于使用受压水作为冷却剂的核反应堆的临界功率增强系统，所述系统具有：在其中确定贯穿的燃料管道的压力管，所述压力管具有一长度、一用于把所述冷却剂引入所述燃料管道的入口和一个用于把所述冷却剂由所述燃料管道排出的出口；包含在所述压力管内的多个燃料棒束，所述燃料棒束彼此间隔开，在它们之间形成水间隙，冷却剂流过该间隙，每一个燃料棒束包括多个燃料元件，所述燃料元件彼此隔开，在它们之间形成水间隙，冷却剂流过该间隙，每个所述燃料元件都具有相对的端部和沿着所述相对的端部之间的长度延伸的外周表面，每个所述燃料元件的长度与所述压力管的长度平行；把上述多个燃料元件的两个端部机械地连接在一起，配置成棒束的形式；每个所述燃料元件上有多个隔片；每一个隔片面对相邻的燃料元件的一个隔片，燃料元件彼此间由一对隔片分开；用于给所述燃料棒束提供支承的连接在外部燃料元件上的多个支承基座；所述临界功率增强系统中，具有多个临界热流增强附件，具有圆柱形形状，并且在所述燃料元件的长度上这些附件连接到某些燃料元件的某些位置中的一个上，所述附件由每个燃料元件的外围表面向外突出伸入所述燃料管道，以便在临界热流增强附件位置的下游沿所述燃料管道中每个燃料棒束的长度流动的冷却剂中产生紊流；每个所述临界热流增强附件都有一个底部，在所述底部临界热流增强附件连接到所述某些燃料元件中的一个上，所述临界热流增强附件的底部横截面为3毫米2至11毫米2，所述临界热流增强附件从其底部起的高度为0.6毫米至2.3毫米，每个临界热流增强附件在其底部连接到一个燃料元件上，并且不与其它燃料元件接触，1至4个附件设置在每个支管道中，所述支管道由一些燃料元件围绕的空间确定；在所述燃料棒束中的临界热流增强附件的位置设置为使通过所述临界热流增强附件而产生的紊流出现在位于特别易于发生临界热流的燃料棒束中的位置上。
                         附图说明
本发明的这些和另外的特征由下述参考附图的说明将变得更清楚。
图1是已有技术带有内部凸凹不平的环的加压燃料管道型反应堆燃料管道的剖面图；
图2A是用于说明在燃料管道中冷却剂流动的示意图；
图2B是表示临界热流增强效应和CCP的相关的压降恶化的曲线图；
图3A是根据本发明具体的具有临界热流增强附件的CANDUTM燃料棒束，即CANFLEXTM MK.4棒束的侧视图；
图3B是表示在图3A中的燃料棒束的一个内部燃料元件的侧视图；
图3C是表示在图3A中的燃料棒束的一个外部燃料元件的侧视图；
图3D是表示在图3A中的燃料棒束的一个剖面图；
图4A是如图3A所示的，用在CANFLEXTM MK.4棒束中的临界热流增强附件的俯视图；
图4B是表示在图4A中的临界热流增强附件的侧视图。
                       具体实施方式
增加CCP能够通过提高燃料的临界热流达到，而在燃料管道中不引起水力阻力明显的增加。图2A概略地表示了在由压力管24确定的燃料管道中的冷却剂的流动，压力管24包含着燃料棒束20。图2B中的曲线1大致地表示了基于燃料管道的水力特性燃料管道流量随管道功率的变化。如图2A所示，对于给定管道入口温度TIN和管道出口压力POUT，相对管道流量的临界热流的变化由曲线II表示，这样临界热流发生在状态A。正如由图2B能够看出的，增加管道水力阻力将加大冷却剂的压降，由此引起流量降低(曲线III)。这种在燃料管道中的水力特性的变化可以使燃料管道中的临界热流发生从状态A(在曲线I上)移到状态B(在曲线III上)。临界热流的增加(由曲线II变化到曲线III)和水力阻力增加的联合作用可使临界热流在状态C发生。相应于状态C的燃料管道功率与相应于状态A的燃料管道率之差是CCP的净增益。然而，假如使用造成临界热流同样增加的不同的方法引起水力阻力的很小的增加(曲线V)，那么临界热流可以发生在状态D，结果大大提高了CCP的净增益。
在根据本发明的用于加压燃料管道型核反应堆的临界功率增加系统中，若干燃料元件中每一个在沿着燃料元件长度方向的一些预定的关键位置上至少装备一个临界热流增强附件，或者“钮扣状物”。所述临界热流增强附件突出进入一个支管道内，所述支管道是由燃料元件围绕的冷却剂流动空间，并且在所述附件位置的支管道内下游流动的冷却剂中产生紊流。
根据本发明的临界热流增强附件的装置在特别容易发生临界热流的一些燃料棒束中的部位增加了冷却剂的紊流程度而不明显增加燃料管道的水力阻力。
对于相应于液体耗尽型临界热流的流动状态，冷却剂的大部分呈蒸汽形式，其中弥散有大量的液滴流。燃料元件的外表面上有一液体薄层，所述液体与蒸气相比能更有效地由燃料元件表面去除热量。在蒸汽流中的液滴连续地沉积到液膜上，因而增加了液膜的厚度。另一方面，所述液膜通过紊流力被连续地剪切去除(这称为夹带走)，并且液体由于来自热表面的热量而连续地由其表面蒸发。当所述液膜被耗尽时临界热流发生。
由于附件的存在增加了冷却剂流中紊流度，而所述冷却流紊流度的增加反过来增加热传导率，这种临界热流增强附件抑制了液体耗尽型临界热流的发生。通常，对于给定的燃料棒束功率，这就降低了燃料元件表面温度。所以，在燃料元件表面上的液膜的干透将在较高功率水平处发生，因此，导致一种较高的临界热流值。此外，紊流度的增加提高了夹带的速率，也提高了液滴的沉积速率。这样的两种机制对于维持所述液膜厚度具有相反的二个作用，并且因此抑制临界热流时也具有相反的二个作用。
对于DNB型的临界热流，临界热流增强附件的存在增加了紊流，紊流的增加引起邻近热燃料元件表面的绝热的起泡层部分地或完全地破坏，所以，在这种状态下抑制了临界热流。
每一个附件仅仅连接到单个的燃料元件上，并且与其它的燃料元件没有任何机械接触。与隔片或者支承基座不同，这些附件与分隔所述燃料元件或者提供燃料元件载荷支承的功能相分离。因此，本临界功率增强系统不会改变燃料棒束的机械结构。与受到机械相互作用的隔片或支承基座装置相比较，它可以大大地节省成本，并且避免不希望的与固定例如隔片和支承基座等经受机构相互作用的附件所要求的钎焊过程有关的“钎焊热影响区”。
所述临界热流增强附件的实际位置是根据预测的在燃料棒束内潜在临界热流发生的位置而确定的。所述临界热流增强附件的实际形状和尺寸是根据预测的在潜在的临界热流发生以前的热传递和沿着燃料棒束的冷却剂的流动状态确定的。反之，发生临界热流的位置、发生临界热流以前的热传递以及冷却的流动状态考虑具体的燃料棒束设计、燃料棒束中的实际的功率分布以及反应堆状态而确定，所述燃料棒束中实际的功率分布适应于燃料棒束预定的用途。临界热流增强附件可以重新配置，以能提供用于不同的燃料棒束设计、在燃料棒束中的不同的功率分配或者具体的运行要求的一种最佳的CCP。所以，在燃料管道中的水力阻力的增加能够系统的减少，导致最大地增加临界功率，正如上面参考图2B所说明的那样。所以本临界功率增强系统具有足够灵活性，它可以应用于加压燃料管道型反应堆的任何一种燃料棒束。
更具体地说，在具体燃料设计中发生临界热流之前的冷却剂的热传递和流动状态，以及在燃料棒束中临界热流的位置可以通过对具体的反应堆中具体燃料棒束的具体使用的试验和计算机程序模拟而预测出来。基以这种预测，适合于这些具体要求的一种临界功率增强系统就确定了，它包括在这种具体设计中的每一个燃料棒束中临界热流增强附件的形状、尺寸和位置的技术要求。这种对于具体的临界功率增强系统的技术要求然后通过试验再进一步地最佳化，其中，水力阻力的增加减至最小而没有显著地危害其临界热流增强性能。
为了减少在燃料管道中由于附件的连接而造成的水力阻力的增加，每一个附件都呈圆柱形状或者流线型形状。每一个附件的底部的截面积最好为3至11毫米2，在所述底部附件连接到燃料元件上，并且每一个附件从底部起的高度最好为0.6毫米至2.3毫米。
设在每一个支管道上的临界热流增强附件的数目，即由燃料棒束围起来的流动空间，最好是1至4个，并且是支管道流动面积和附件尺寸的函数。当多于两个的临界热流增强附件在燃料棒束长度的中点轴向对称地设置在若干个燃料棒束中的每一个上时，可以有利地从两个方向中任何一个方向插入压力管中。当两个附件连接到每个燃料棒束上时，所述附件与燃料元件的最近端之间的距离最好是5-20厘米。每一个临界热流增强附件必须连接到燃料元件的表面上，以便于当反应堆运行期间所述临界热流增强附件不脱落。临界热流附件连接到燃料元件上的方法在本发明的公开所针对的人的技术知识范围内。所述临界热流增强附件可以由与燃料元件相同的材料组成。
图3A和3D示出了附件连接到具体的CANDUTM燃料棒束上的一个实施例，所述具体CANFLEXTM燃料棒束为装有天然轴的CANFLEXTM MK.4棒束，用于Wolsung 1号反应堆，所述CANFLEXTM燃料棒束20包括43根燃料元件22，这些燃料元件彼此间由隔片32分离开。外部的元件36(图3D中101-121)上进一步设置了支承基座34。所述CANFLEXTM棒束的燃料元件具有两个尺寸，即中心燃料元件143和靠近所述中心燃料元件143的最内环的所有7个燃料元件136-142具有的外径为13.5毫米，其余的包括最外环的21个燃料元件101-121以及内环与外环之间的中间环的14个燃料元件122-135，具有的外径为11.5毫米。用于CANFLEXTM MK.4棒束的隔片32和支承基座34的位置如图3B和3C所示。
在这个实施例中，182个圆柱型的临界热流增强附件30均等地分配并且设置在两个棒束轴向位置，所述每一个位置距燃料棒束20的端部122.3毫米，如图3B所示，每一个临界热流增强附件30连接到燃料元件的外表面上的特定的圆周位置，并且向着支管道的中心突出，所述支管道规定为由相邻的燃料元件围绕的冷却剂流动空间而不包括燃料元件中间间隙，其中的燃料元件中间间隙是两个相邻的燃料元件间的最近的距离。在每个棒束的轴向位置，所述临界热流增强附件30的连接方式是相同的，这一点在下面进行描述。
如图3D所示，在每个棒束轴向位置有两个突出伸入围绕中心燃料元件143的7个支管道40中的每一个的临界热流增强附件30，一个从中心燃料元件143伸出，另一个从两个内环燃料元件136-142中的一个伸出。
在内环和中间环之间存在两种类型的支管道。每个大的支管道42设有两个临界热流增强附件30，一个由内环的大燃料元件136-142中的每一个伸出，另外一个由直接对着大燃料元件136-142的中间环的小燃料元件123，125，127，129，131，133，135中的一个伸出。每个内环与中间环之间的小支管道44都设有连接到内环大燃料元件136-142中的每一个上的一个临界热流增强附件30。
在中间环与外环之间存在三种类型的支管道。对着位于内环与中间环之间的所述大支管道42的每个最大支管道46都设有两个临界热流增强附件30，每个附件30连接到两个中间环燃料元件122-135中的一个上。对着内环与中间环之间的小管道44的中间环与外环之间的小管道48中的一个设置有连接到外环燃料元件101-121中一个上的一个临界热流增强附件30。在中间环与外环之间的其余的每一个小管道中仅仅设置一个临界热流增强附件30，并且每一个附件30连接到中间环燃料元件122-135上。
最后，在外环与围绕燃料棒束20的压力管内表面(未示出)之间的每一个支管道52中，设置一个临界热流增强附件30，所述附件30连接到外环燃料元件101-121中的每一个上。
如图4A和4B所示，每一个附件30都具有圆柱形状，并且以圆柱体的一端连接到每个燃料元件上。所述圆柱体端部直径为2.5mm，高度为1.5毫米。
应当理解，在不脱离本发明的精神的范围内，可以对本发明进行各种改进。

Claims (20)

1.一种用于由受压水作为流入多个燃料管道的冷却剂的核反应堆的燃料元件组件，所述燃料元件组件具有：
一个含有可裂变材料的细长的燃料元件(22)，所述燃料元件(22)具有相对的端部和一个在所述相对的端部之间长度上延伸的外周表面；
所述燃料元件组件的特征在于：
沿着燃料元件(22)的长度连接至少一个临界热流增强附件(30)，所述附件从所述燃料元件(22)的表面向外突出，从在所述临界热流增强附件(30)位置的下游沿着所述燃料元件(22)的长度流动的冷却剂中产生紊流。
2.根据权利要求1所述的燃料元件组件，其中，至少两个临界热流增强附件(30)相对所述燃料元件(22)的长度对称地安置着。
3.根据权利要求1所述的燃料元件组件，其中，所述临界热流增加附件(30)具有圆柱形形状，所述圆柱形形状有一个顶部和一个底部，在所述底部把临界热流增强附件(30)连接到所述燃料元件(22)上。
4.根据权利要求3所述的燃料元件组件，其中，所述临界热流增强附件(30)底端的横截面积为3毫米2至11毫米2，所述临界热流增强附件(30)从底端起的高度为0.6毫米至2.3毫米。
5.根据权利要求1所述的燃料元件组件，其中，所述临界热流增强附件(30)与所述燃料元件(22)的最近端之间的距离为5厘米至20厘米。
6.一种用于由受压水作为流入多个燃料管道的冷却剂的核反应堆的燃料棒束组件，所述燃料棒束组件具有：
包含有多个细长的燃料元件(22)的一个燃料棒束(20)，每个所述燃料元件(22)具有相对的端部和在所述相对端部之间长度上延伸的外周表面；把上述多个燃料元件(22)的两个端部机械地连接在一起，配置成棒束(20)的形式；
每个所述燃料元件(22)上有多个隔片(32)；每一个隔片面对相邻的燃料元件的一个隔片，燃料元件(22)彼此间由一对隔片(32)分开；
连接到外部燃料元件(36)上以对所述燃料棒束提供支承的至少一个支承基座(34)；
所述燃料棒束组件的特征在于：
沿着某些燃料元件(22)的长度连接到所述某些燃料元件(22)中每一个上的至少一个临界热流增强附件(30)，以在临界热流增强附件(30)位置的下游沿所述燃料棒束(20)的长度流动的冷却剂中产生紊流，所述附件从每个燃料元件(22)的外周表面起向外突出。
7.根据权利要求6所述的燃料棒束组件，其中，至少两个临界热流增强附件(30)相对所述某些燃料元件(22)中的每一个的长度对称地安置着。
8.根据权利要求6所述的燃料棒束组件，其中，所述临界热流增强附件(30)具有圆柱形形状，所述圆柱形形状具有一个顶端和一个底端，在所述底端把所述临界热流增强附件(30)连接到一个燃料元件(22)上。
9.根据权利要求8所述的燃料棒束组件，其中，所述临界热流增强附件(30)的底端部的横截面积为3毫米2至11毫米2，所述临界热流增强附件(30)从其底端起的高度为0.6毫米至2.3毫米。
10.根据权利要求6所述的燃料棒束组件，其中，所述临界热流增强附件(30)与所述燃料元件(22)的最近一端之间的距离为5厘米至20厘米。
11.根据权利要求6所述的一种燃料棒束组件，其中，所述临界热流增强附件(30)不与任何其它燃料元件(22)接触。
12.一种用于使用受压水作为冷却剂的核反应堆的临界功率增强系统，所述系统具有：
在其中确定贯穿的燃料管道的压力管(24)，所述压力管(24)具有一长度、一用于把所述冷却剂引入所述燃料管道的入口和一个用于把所述冷却剂由所述燃料管道排出的出口；
包含在所述压力管(24)内的多个燃料棒束(20)，所述燃料棒束彼此间隔开，在它们之间形成水间隙，冷却剂流过该间隙，每一个燃料棒束(20)包括多个燃料元件(22)，所述燃料元件彼此隔开，在它们之间形成水间隙，冷却剂流过该间隙，每个所述燃料元件(22)都具有相对的端部和沿着所述相对的端部之间的长度延伸的外周表面，每个所述燃料元件(22)的长度与所述压力管(24)的长度平行；把上述多个燃料元件(22)的两个端部机械地连接在一起，配置成棒束(20)的形式；
每个所述燃料元件(22)上有多个隔片(32)；每一个隔片面对相邻的燃料元件的一个隔片，燃料元件(22)彼此间由一对隔片(32)分开；
用于给所述燃料棒束提供支承的连接在外部燃料元件(36)上的多个支承基座(34)；
所述临界功率增强系统的特征在于：
多个临界热流增强附件(30)，具有圆柱形形状，并且在所述燃料元件(22)的长度上这些附件连接到某些燃料元件(22)的某些位置中的一个上，所述附件由每个燃料元件(22)的外围表面向外突出伸入所述燃料管道，以便在临界热流增强附件(30)位置的下游沿所述燃料管道中每个燃料棒束(20)的长度流动的冷却剂中产生紊流；
每个所述临界热流增强附件(30)都有一个底部，在所述底部临界热流增强附件(30)连接到所述某些燃料元件(22)中的一个上，所述临界热流增强附件(30)的底部横截面为3毫米2至11毫米2，所述临界热流增强附件(30)从其底部起的高度为0.6毫米至2.3毫米，每个临界热流增强附件(30)在其底部连接到一个燃料元件(22)上，并且不与其它燃料元件(22)接触，1至4个附件设置在每个支管道中，所述支管道由一些燃料元件(22)围绕的空间确定；
在所述燃料棒束(20)中的临界热流增强附件(30)的位置设置为使通过所述临界热流增强附件(30)而产生的紊流出现在位于特别易于发生临界热流的燃料棒束(20)中的位置上。
13.一种使用受压水作为冷却剂的加压燃料管道型核反应堆，所述反应堆具有：
一种在其中确定贯穿的燃料管道的细长的压力管(24)，所述压力管(24)具有一长度、一个把冷却剂引入所述燃料管道的入口和一个把冷却剂由所述燃料管道排出的出口；
包含在所述压力管(24)内的多个细长的燃料棒束(20)，每个所述燃料棒束(20)内包含多个燃料元件(22)，每个所述燃料元件(22)具有相对的端部和在所述相对的端部间长度上延伸的外周表面，每个燃料元件(22)的长度与所述压力管(24)的长度相平行；把上述多个燃料元件(22)的两个端部机械地连接在一起，配置成棒束(20)的形式；
每个所述燃料元件(22)上有多个隔片(32)；每一个隔片面对相邻的燃料元件的一个隔片，燃料元件(22)彼此间由一对隔片(32)分开；
连接到外部燃料元件(36)上以给所述燃料棒束提供支承的多个支承基座(34)；
所述反应堆的特征在于：
沿着某些燃料元件(22)中每一个的长度设置至少一个附件(30)，并且所述附件(30)由所述燃料元件(22)的外周表面向外突出伸入位于燃料管道内的由燃料元件(22)围绕的冷却剂流动空间，以便在所述临界热流增强附件(30)位置的下游沿每个所述燃料棒束(20)的长度流动的冷却剂中产生紊流。
14.根据权利要求13所述的加压燃料管道型核反应堆，其中，所述临界热流增强附件(30)在一个位置上与所述某些燃料元件(22)中的一个相连接，在所述位置上所述临界热流增强附件(30)在燃料棒束(20)中的最易发生临界热流的地方内产生紊流。
15.根据权利要求13所述的加压燃料管道型核反应堆，其中，1至4个临界热流增强附件(30)设置在某些支管道的每一个上，所述支管道由彼此相邻的燃料元件(22)所围绕的冷却剂流动空间确定，并且所述冷却剂流动空间不包括由任何两个相邻的燃料元件(22)之间的最近距离确定的任何的燃料元件中间间隙。
16.根据权利要求13所述的加压燃料管道型核反应堆，其中，所述临界热流增强附件(30)连接到所述某些燃料元件(22)中的一个上，并且，所述附件不与其它燃料元件(22)相接触。
17.根据权利要求16所述的加压燃料管道型核反应堆，其中，所述临界热流增强附件(30)与所述燃料元件(22)的最近端部之间的距离为5厘米至20厘米。
18.根据权利要求13所述的加压燃料管道型核反应堆，其中，至少两个临界热流增强附件(30)相对所述某些燃料元件(22)中的每一个的长度对称地设置。
19.根据权利要求13所述的加压燃料管道型核反应堆，其中，所述临界热流增强附件(30)具有圆柱形形状，所述圆柱形形状具有顶端和底端，在所述底端把所述临界热流增强附件(30)连接到所述燃料元件(22)上。
20.根据权利要求19所述的加压燃料管道型核反应堆，其中，所述临界热流增强附件(30)底端部的横截面积为3毫米2至11毫米2，所述临界热流增强附件(30)从其底端部起的高度为0.6毫米至2.3毫米。
CN95191896A 1994-03-02 1995-03-01 采用临界热流增强附件的加压燃料管道型核反应堆 Expired - Fee Related CN1102292C (zh)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US08/204,497 US5493590A (en) 1994-03-02 1994-03-02 Critical power enhancement system for a pressurized fuel channel type nuclear reactor using CHF enhancement appendages
US08/204,497 1994-03-02

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN1142279A CN1142279A (zh) 1997-02-05
CN1102292C true CN1102292C (zh) 2003-02-26

Family

ID=22758153

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN95191896A Expired - Fee Related CN1102292C (zh) 1994-03-02 1995-03-01 采用临界热流增强附件的加压燃料管道型核反应堆

Country Status (8)

Country Link
US (1) US5493590A (zh)
JP (1) JPH09509744A (zh)
CN (1) CN1102292C (zh)
AU (1) AU1751395A (zh)
CA (1) CA2180545C (zh)
GB (1) GB2301475B (zh)
RO (1) RO117952B1 (zh)
WO (1) WO1995024042A1 (zh)

Families Citing this family (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RO120512B1 (ro) * 1999-09-27 2006-02-28 Atomic Energy Of Canada Limited Ansamblu de canale de combustibil şi metodă de creştere a puterii de canal critice, într-un reactor nuclear presurizat
US6434209B1 (en) * 1999-09-27 2002-08-13 Atomic Energy Of Canada Limited/Energie Critical power enhancement system for a pressurized fuel channel type nuclear reactor using alignment of fuel bundle pairs
US20050117691A1 (en) * 2002-06-13 2005-06-02 Framatome Anp Gmbh Method and apparatus for disposing of a fuel assembly channel of a boiling water reactor plant
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
US20100322371A1 (en) * 2005-01-11 2010-12-23 Westinghouse Electric Company Llc Optimized flower tubes and optimized advanced grid configurations
EP3309795B1 (en) * 2012-06-13 2019-10-30 Atomic Energy of Canada Limited/ Énergie Atomique du Canada Limitée Fuel channel assembly and fuel bundle for a nuclear reactor
KR101557780B1 (ko) 2014-08-11 2015-10-06 한국원자력연구원 핵연료 다발 집합체
FR3053150B1 (fr) * 2016-06-22 2020-09-18 Areva Np Procede de calcul d'une marge ipg associee a un plan de chargement d'un reacteur nucleaire, systeme, programme d"'ordinateur et support associes

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CA963185A (en) * 1972-11-08 1975-02-18 Arthur G. Cracknell Nuclear fuel bundling system
EP0007688A1 (en) * 1978-07-26 1980-02-06 The Babcock & Wilcox Company Nuclear reactor fuel assembly
CA1104729A (en) * 1978-06-28 1981-07-07 Harold R. Debnam Apparatus for improving critical power ratio in a nuclear fuel bundle

Family Cites Families (21)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CA810849A (en) * 1969-04-15 N. Andrews Harry Fuel assembly for nuclear reactors
SE316246B (zh) * 1964-08-28 1969-10-20 Ca Atomic Energy Ltd
GB1061878A (en) * 1964-08-31 1967-03-15 Ca Atomic Energy Ltd Method and apparatus for increasing the critical heat flux for high pressure steam/water flow in nuclear reactors
US3629065A (en) * 1969-07-23 1971-12-21 Atomic Energy Commission Apparatus for increasing power density in a boiling liquid nuclear reactor
USRE28362E (en) * 1969-12-31 1975-03-11 Flow deflector fob nuc ear fuel element assemblies
US3663367A (en) * 1969-12-31 1972-05-16 Combustion Eng Flow deflector for nuclear fuel element assemblies
US3749640A (en) * 1970-06-02 1973-07-31 United Nuclear Corp Nuclear reactor having improved coolant reflecting arrangement
US3809609A (en) * 1972-06-27 1974-05-07 Combustion Eng Twisted tape flow deflector in a nuclear reactor fuel assembly
US3862000A (en) * 1972-08-31 1975-01-21 Exxon Nuclear Co Inc Coolant mixing vanes
US4474231A (en) * 1981-08-05 1984-10-02 General Electric Company Means for increasing the critical heat flux of an immersed surface
US4678631A (en) * 1985-05-02 1987-07-07 Westinghouse Electric Corp. Boiling water nuclear reactor fuel assembly
US4708846A (en) * 1986-04-10 1987-11-24 Exxon Nuclear Company, Inc. BWR critical-power-enhancing water rod (85-EN-3)
US4738819A (en) * 1986-07-18 1988-04-19 Westinghouse Electric Corp. Boiling water nuclear reactor fuel assembly with cross-flow elimination at upper spacer locations
US4740350A (en) * 1986-07-22 1988-04-26 Westinghouse Electric Corp. BWR fuel assembly having fuel rod spacers axially positioned by exterior springs
US4698204A (en) * 1986-09-17 1987-10-06 Westinghouse Electric Corp. Intermediate flow mixing nonsupport grid for BWR fuel assembly
US4725403A (en) * 1986-11-14 1988-02-16 Combustion Engineering, Inc. Box-type flow deflector for nuclear fuel grid
US4775510A (en) * 1986-12-22 1988-10-04 Combustion Engineering, Inc. Nuclear fuel assembly hollow flow deflector
FR2633768B1 (fr) * 1988-06-29 1991-04-05 Framatome Sa Grille melangeuse a ailettes pour assemblage combustible nucleaire
SE464994B (sv) * 1989-11-14 1991-07-08 Asea Atom Ab Braenslepatron foer en kokarreaktor
RO103780B1 (ro) * 1989-11-16 1993-11-22 Inst De Cercetari Nucleare Pit ascicol combustibil raidear
FR2666678B1 (fr) * 1990-07-24 1993-07-30 Framatome Sa Grille a ailettes de melange pour assemblage combustible nucleaire.

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CA963185A (en) * 1972-11-08 1975-02-18 Arthur G. Cracknell Nuclear fuel bundling system
CA1104729A (en) * 1978-06-28 1981-07-07 Harold R. Debnam Apparatus for improving critical power ratio in a nuclear fuel bundle
EP0007688A1 (en) * 1978-07-26 1980-02-06 The Babcock & Wilcox Company Nuclear reactor fuel assembly

Also Published As

Publication number Publication date
US5493590A (en) 1996-02-20
JPH09509744A (ja) 1997-09-30
RO117952B1 (ro) 2002-09-30
WO1995024042A1 (en) 1995-09-08
GB2301475A (en) 1996-12-04
CA2180545C (en) 1999-08-03
GB2301475B (en) 1997-12-17
AU1751395A (en) 1995-09-18
GB9614728D0 (en) 1996-09-04
CN1142279A (zh) 1997-02-05
CA2180545A1 (en) 1995-09-08

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
CA2745573C (en) Reactor vessel coolant deflector shield
EP2016990B1 (en) Gas-water separator
CN1102292C (zh) 采用临界热流增强附件的加压燃料管道型核反应堆
JP2642761B2 (ja) 沸騰水型原子炉用の燃料バンドル
US9523496B2 (en) Integral pressurized water reactor with external steam drum
US3290222A (en) Compact nuclear steam generator
US4720840A (en) Compliant antivibration bar for a steam generator
US9534779B2 (en) Steam generator tube lane flow buffer
JPH02281194A (ja) 沸騰水型原子炉用の気水分離系
EP0751527B1 (en) BWR fuel assembly having fuel rods with variable fuel rod pitches
US3470066A (en) Nuclear reactor having a concrete pressure vessel
JPH08166479A (ja) 原子炉用の下部タイプレート・アセンブリ並びに原子炉用の燃料バンドル及び下部タイプレート・アセンブリ
US5857006A (en) Chimney for enhancing flow of coolant water in natural circulation boiling water reactor
JP2021113769A (ja) 燃料集合体
EP1551034B1 (en) Axially segregated part-length fuel rods in a reactor fuel bundle
JP3314599B2 (ja) 凝縮装置及び発電プラント
RU2794744C1 (ru) Способ повышения критических тепловых потоков в тепловыделяющей сборке с трубчатыми твэлами
US3359175A (en) Nuclear reactor
JP2510006B2 (ja) 沸騰水型原子炉用の燃料バンドル
JP3603878B2 (ja) 沸騰水型熱中性子炉の運転方法
GB2251117A (en) Modified lateral vent configuration in BWR containment
JPH05157867A (ja) 燃料集合体
US3372093A (en) Apparatus for increasing the critical heat flux for high pressure steam/water flow in nuclear reactors
JP3035274B2 (ja) 原子炉容器内の被加熱流体混合促進構造

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
C17 Cessation of patent right
CF01 Termination of patent right due to non-payment of annual fee

Granted publication date: 20030226

Termination date: 20140301