JP3690804B2 - 原子炉における冷却材の制御 - Google Patents
原子炉における冷却材の制御 Download PDFInfo
- Publication number
- JP3690804B2 JP3690804B2 JP50201696A JP50201696A JP3690804B2 JP 3690804 B2 JP3690804 B2 JP 3690804B2 JP 50201696 A JP50201696 A JP 50201696A JP 50201696 A JP50201696 A JP 50201696A JP 3690804 B2 JP3690804 B2 JP 3690804B2
- Authority
- JP
- Japan
- Prior art keywords
- mixing
- flow
- fuel
- coolant
- assembly
- 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 - Lifetime
Links
- 239000002826 coolant Substances 0.000 title claims description 73
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims description 117
- 125000006850 spacer group Chemical group 0.000 claims description 65
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 42
- 230000000712 assembly Effects 0.000 claims description 27
- 238000000429 assembly Methods 0.000 claims description 27
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 claims description 19
- 238000009835 boiling Methods 0.000 claims description 15
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 7
- 238000003780 insertion Methods 0.000 description 5
- 230000037431 insertion Effects 0.000 description 4
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 3
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 3
- 238000000034 method Methods 0.000 description 3
- 239000000463 material Substances 0.000 description 2
- 239000008188 pellet Substances 0.000 description 2
- 238000011144 upstream manufacturing Methods 0.000 description 2
- 238000002485 combustion reaction Methods 0.000 description 1
- 230000001419 dependent effect Effects 0.000 description 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 1
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 1
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 1
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
-
- 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
- G21C3/34—Spacer grids
-
- 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)
- Fuel Cell (AREA)
Description
本発明は,燃料集合体のより少なく装架された小区域とより多く装架された小区域との間の,あるいは軽水形原子炉における燃料集合体間の冷却を均等化するための方法に関わる。冷却の均等化は,直交して配設された4つの小区域を有している混合断面内で冷却材流を混合することにより達せられ,それら小区域は,燃焼の度合いが異なるために,あるいは,周辺からの影響のために,かなり異なる出力レベルを有している。混合は,混合断面内の水平断面における特殊な流れパターンを作り出すことにより可能とされる。その流れパターンは,スペーサの助けをもって達成され,即ち,支持手段の助けをもって達成され,それら支持手段は,燃料棒を互いに離隔された関係に固定するとともに燃料棒に沿った複数のレベルのところに配設されている。
背景技術,問題点
沸騰水形原子炉(BWR)における燃料集合体は,細長い筒状容器からなっており,その筒状容器は,しばしば,矩形あるいは正方形の断面を有しており,その容器の両端は開口していて連続した流路を形成しており,その流路を通って原子炉の冷却材が流れ得るようになっている。燃料集合体は多数の等しく細長い筒状の燃料棒を有しており,それら燃料棒は,通常対称パターンをなして,ある限定域内に互いに平行に配設されている。頂部では,燃料棒は頂部タイプレートによって保持されており,底部では,底部タイプレートによって保持されている。冷却材が燃料棒を通って所望の態様で流れるのを許すために,互いにある距離離れてそれら燃料棒を保ち,そして,原子炉の作動時にそれら燃料棒が曲げられないよう,あるいは,振動しないようにすることは重要である。この目的のため,複数個のスペーサが用いられ,それらスペーサは,長手方向において燃料集合体に沿って分布されている。沸騰水形原子炉用のある種の燃料集合体は,いわゆる小集合体に分割されている。このような小集合体は,米国特許第4,795,608号に開示されている。小集合体間には開口があり,冷却材が小集合体間を通過するのを可能にしている。
加圧水形原子炉(PWR)用の燃料集合体は,燃料棒が任意の筒状容器に囲まれていない点を除いて,また,それらの数がより多数であることを除いて,原則として,沸騰水形原子炉(BWR)のた用の燃料集合体と同じ構造を有している。
各燃料集合体は,それの底部のところに,本質的には等しく多量の冷却材を備えているが,炉心における高所では,燃料集合体においてより少なく装架された区域からより多く装架された区域に水を移送することが,即ち,燃料集合体間で水を移送することが望ましい。
燃料集合体からの,あるいは燃料集合体の一部からの動力出力が低くなればなるほど,それはより少ない冷却を必要とする。逆に,燃料集合体から,あるいは燃料集合体の一部からより多くパワーを取り出せば,それの冷却はより優れたものとなる。燃料集合体において燃料がより多く消費されれば,その後に燃料集合体から抽出され得るパワーは少なくなる。
より少なく装架された燃料集合体からより多く装架された燃料集合体への冷却材の移送を達成する1つの方法は,スウェーデン国特許願第9003330−9号に開示されている。燃料集合体においてスペーサのところに配設されたタブの放射依存成長により,燃料集合体のライフサイクルにおける減衰は徐々に高まる。このように,冷却材は古い,より少なく装架された集合体からより新しく,より多く装架された集合体へと移送される。また,隣接して位置された燃料棒間で冷却材の混合を部分的に作り出すことも知られている。このことは,スペーサの下流側縁部のところに配設されたタブの形をしている混合羽根によってなされ,かくて,混合が生じるように流れをそらしている。このような混合タブは米国特許第3,395,077号に開示されている。米国特許第3,749,640号は,加圧水形原子炉用の直交して配設された4つの燃料集合体を示しており,その加圧水形原子炉を混合羽根と共にスペーサを備えている。混合羽根は,隣接して配設された燃料要素間の交点の周りで同心状に流れを案内するようになっている。流れを制御することにより,結果として,冷たい冷却材は同心区域内部に移動し,熱い冷却材は高いパワーをもって同心区域から外に出ていき,また,冷たい冷却材は,より高いパワーを有している燃料集合体内を移動し,熱い冷却材はその燃料集合体から外に移動する。互いに隣接して配設された燃料集合体間の交点の周りで流れを同心的に制御することにより,冷却材は炉心における加圧水形原子炉燃料集合体の大きさに一致している断面内で混合される。
米国特許第4,190,494号は混合断面における冷却材の制御を示しており,その混合断面の大きさは燃料集合体の大きさに一致している。また,この米国特許は流れ指示スペーサバネも示しており,この流れ指示スペーサバネは,燃料棒がスペーサ内に配設された弾性支持体に向けて冷却材により移動せしめられるようにその冷却材を案内している。
本発明の目的は,加圧水形原子炉用の核燃料炉心の断面におけるエンタルピーの更に改良された均等化を提供することである。このことは,請求の範囲第1項の特徴部分に記載されている特徴事項の助けをもって従来既知のものよりも大きな混合断面積内で混合することにより達成される。
本発明の別の目的は,沸騰水形原子炉用の核燃料炉心の断面におけるエンタルピーの均等化を提供することである。このことは,請求の範囲第2項の特徴部分に記載されている特徴事項の助けをもって混合断面内で混合することにより達成される。
本発明の更に他の目的は,スペーサにより固定された長手方向要素の摩耗の危険が最小化されるように核燃料炉心におけるエンタルピーの均等化を提供することである。このことは,請求の範囲第3項の特徴部分に記載されている特徴事項の助けをもって混合断面において冷却材を制御することにより達成される。
発明の概要,利点
本発明は,軽水形原子炉における燃料集合体間あるいは燃料集合体におけるより少なく装架された小区域とより多く装架された小区域との間の冷却の均等化を達成するための部材を備えた核燃料炉心に関する。その均等化は,直交して配設された4つの小区域を有する混合断面内で冷却材流を混合することにより達成される。小区域は,加圧水形原子炉用の燃料集合体,沸騰水形原子炉用の小集合体,あるいは,軽水形原子炉用の燃料集合体における少なくとも12個の燃料棒のいずれかを有している。冷却材の温度あるいは蒸気内容物における混合結果は均等化され,即ち,混合断面におけるエンタルピーは均等化され,かくて,冷却材の最高温度あるいは最高蒸気内容物を低減させる。以下に述べる実施例により複数の異なるやり方で設計され得るスペーサの助けでもってその混合は達成される。
燃料集合体をどの形式の原子炉に用いるかにより,やや異なった要求が寄せられている。機械的な見地からすれば,ある種の原子炉は当初の挿入位置に相対して90°の倍数だけ回転された燃料集合体の再挿入を許し,それに対し,他の原子炉は当初の挿入位置に相対して180°の倍数だけ燃料集合体の回転及び再挿入を許している。しかしながら,管理上の理由から,多くの場合,何等先行しての回転無しに燃料集合体を交換することが望ましい。
混合断面における小区域間のエンタルピーの混合及び均等化を達成させる第1の方法は,小区域への冷却材の流れの方向が小区域から外への冷却材の流れの方向からほぼ90°異なるように,個々の小区域内で流れをそらすことにより1つの小区域から隣接した小区域へ冷却材を移送することである。小区域を通しての流れを制御するために制御部材が配設されている。1つの小区域における制御部材は,隣接した小区域内での対応した位置に配設されている制御部材に関して90°回転して配設されており,かくて,混合断面内での冷却材の流れの方向は1つであり,且つ,例えば,時計方向のごとく同じである。かくて,混合断面の軸線方向延長部において,螺旋形ネジのように形成された冷却材流が形成される。
小区域間で混合させるとともにエンタルピーの均等化を達成させる別のやり方は,個々の小区域を横切る冷却材の流れを制御することである。以下,この混合を直交流という。流れ制御に関しては,直交して配設された4つの小区域は,混合断面における冷却材流の方向が1つの同じ方向,例えば,時計方向に指向されるように互いに関して90°回転せしめられている。
小区域間で混合させるとともにエンタルピーの均等化を達成させる第3の方法は,個々の小区域を介しての実質上直角方向に冷却材を制御することである。以下,この混合を対角線流れという。この場合,混合断面は,1つの小区域における水平面において,対角線部分の一方の側に配設されている断面積と,3つの対応して且つ隣接して位置せしめられた断面積とを有している。かくて,混合断面は,小区域の4つの対角線部分を有しており,それら4つの対角線部分は,流れ制御に関して,互いに相対して90°回転せしめられており,また,混合断面における冷却材の流れの方向が1つに且つ同じになっている。同じ小区域大きさと比較した際に,混合断面における冷却材流の速度は,この実施例において上記したものよりも低くてもかまわない。何故なら,混合がより小さな断面内で生じるからである。
直交流により生じせしめられる振動及び摩耗を伴ういかなる問題も,セルを介して延在する燃料棒が冷却材流により固定支持体あるいは複数の支持体に押圧されるように少なくとも1つの固定支持体を,スペーサにおける各個々のスペーサセルが備えることにより除くことができる。
当初の挿入位置に相対して90°の倍数だけ回転せしめられた燃料集合体の再挿入を許す加圧水形原子炉はたった1つの形式の燃料集合体を必要とするに過ぎない。180°の倍数だけ回転せしめられた燃料集合体の再挿入を許すだけの加圧水形原子炉は,流れ制御部材の指向に関して異なっている2つの形式の燃料集合体を必要としている。
少なくとも2つの加圧水形原子炉の燃料集合体に対応している加圧水形原子炉の核燃料の,従来技術に比してより大きな混合断面内で流れを混合させることにより,炉心の断面におけるエンタルピーの改良された等化即ち均等化が米国特許第3,749,640号に比較して得られる。その理由は,より大きな断面での混合により,より大きなエンタルピーの差が達成されるからであり,結果として,より大きな均等化となる。この技術的効果,即ち,より大きな区域内での混合は非常に重大且つ大きく,また,非常に重要である。
沸騰水形原子炉用の核燃料炉心における混合断面内で冷却材の混合を達成することにより,かなり改良されたエンタルピー均等化が従来技術に比して得られる。その従来技術において,BWR集合体における水が沸騰する際にある程度だけのエンタルピー均等化を得ることができる。
混合断面における冷却材の流れのために燃料棒がその内部の固定支持体に接触するように流れ制御部材をスペーサ内に配設することにより,摩耗を伴う問題は解決される。さらに,流れ制御部材は,米国特許第4,190,494号に記載されている流れ指示スペーサバネよりもかなり大きなパワーを有している。
本発明の利点は,燃料集合体を,いわゆるDNB(核沸騰限界)の危険を伴うことなく,あるいは,燃料損壊及び障害を引き起こす燃料棒の表面上でのドライアウト(乾燥)の危険を伴うことなく,より多く装架することができることである。燃料集合体からの最大パワー出力は,有望な場合,15%の大きさ程度増加し得る。
本発明の付加的利点は,腐食を伴う問題を除くことである。加圧水形原子炉用の燃料棒は,高温での腐食に対して極めて敏感なことである。混合により,最高温度は減少し,かくて,腐食の危険はかなり減少する。
本発明の利点は,混合断面が加圧水形原子炉用の直交して配設された4つの燃料集合体を有している場合,燃料集合体の断面及び燃料集合体間に形成される間隙を越える優れた混合が達成される。
【図面の簡単な説明】
添付図面を参照しての実施例の説明により,本発明を更に詳しく説明する。
第1図は沸騰水形原子炉用の燃料集合体を,側面図で,概略的に示している。
第2図は加圧水形原子炉用の燃料集合体を,側面図で,概略的に示している。
第3図は加圧水形原子炉用の燃料集合体内での冷却材流を90°そらすことにより,一群の4つの燃料集合体内での冷却材流の混合を概略的に示している。
第4図は沸騰水形原子炉用の小集合体内で冷却材を90°そらすことにより,一群の4つの小集合体内での冷却材流の混合を概略的に示している。
第5a図は,沸騰水形原子炉の燃料集合体において,冷却材流の混合が一群の4つの直交して配設された小区域内でどのように生ずるかを概略的に示している。
第5b図は,第5a図と同じことを示しているが,小区域が全体の燃料棒位置だけを有するよう画成されていることを示している。
第6図は,沸騰水形原子炉用の小集合体用のスペーサ,及び流れ制御部材及びフレームを備えている流れ制御用構造体の代替実施例の斜視図で,そのフレームは,装架された状態で,上流に延在していてスペーサをも囲繞していることを示している。
第7図は,冷却材流を制御するための制御部材を備えているスペーサの頂面図を示している。
第8図は,第6図による制御部材を備えたスペーサの一部の斜視図を概略的に示している。
第9図は,1群の4つの燃料集合体内での直交流による冷却材流の混合を,スペーサのレベルのところの部分で且つ断面で概略的に示している。
第10図は,直交流用の制御部材を備えているスペーサの一部を示している。
第11a図は,2つの互いに隣接したスペーサレベルのところでの冷却材流の主方向が角度90°だけ異なっている複数のスペーサレベルを備えている燃料集合体を,側面図で概略的に示している。
第11b図は,第11a図の断面A−Aを示しており,その断面から明らかなとおり,スペーサは冷却材流を第1の方向に交互に指向させ,また,それに対して直角な第2の方向に交互に指向させるよう配設されていることを示している。
第12図は,一群の4つの燃料集合体内での冷却材流の混合が斜流により生ずる複数個の燃料集合体の炉心におけるスペーサレベルのところでの断面を,上から概略的に示している。
第13図は,燃料集合体を介して対角線的に冷却材流を制御するための,羽根の形をした制御部材を備えている流れ制御用構造体即ちスペーサの一部を示している。
第14図は,燃料集合体を介して対角線的に冷却材流を制御するための,角度が付された流れ制御用構造体の形をした制御部材を備えているスペーサの代替実施例を示している。
第15図は,燃料集合体を介して対角線的に冷却材を制御するための,羽根の形をした制御部材を備えている流れ制御用構造体即ちスペーサの別の代替実施例を示している。
好適実施例の説明
第1図は,沸騰水形原子炉(BWR)の燃料集合体1を示しており,該燃料集合体1は,燃料チャンネル2と呼ばれる矩形断面の細長い筒状容器を有している。燃料チャンネル2は,両端で開口していて連続した流路を形成しており,その流路を通って原子炉の冷却材が底部から頂部に流れるようになっている。燃料集合体1は多数の等しく細長い筒状燃料棒3を有しており,それら筒状燃料棒3は互いに平行をなして束ねられて配設されており,それら筒状燃料棒3内には核燃料のペレット4が配設されている。燃料棒3は頂部のところで頂部タイプレート5により保持されているとともに底部のところで底部タイプレート6により保持されている。燃料棒3はスペーサ7により互いに離隔された状態に保たれているとともに,原子炉の作動時に曲げられないよう,即ち,振動しないようにされている。
第2図は,加圧水形原子炉(PWR)の燃料集合体1を示しており,該燃料集合体1は,多数の細長い筒状燃料棒3と,平行に配設された制御棒案内チューブ8とを有している。燃料棒3は核燃料のペレット4を含んでいる。制御棒案内チューブ8は,頂部のところで頂部ノズル5によって保持されているとともに底部のところで底部ノズル6によって保持されている。燃料棒3はスペーサ7により互いに離隔された状態に保たれている。
第3図は,直交して配設された4つの小区域を有する混合断面を示しており,各小区域は燃料集合体1を有している。第3図における流れ矢印Fは,どのようにして冷却材流が混合断面内を流れるかを示している。冷却材流の混合及び混合断面内のそれの温度均等化は,小区域1への冷却材流の方向がこの小区域1からのそれの流れ方向とほぼ90°異なるように小区域1内で冷却材流をそらすことにより達成されている。小区域1は等しいスペーサ7で設計されているが,スペーサ7は互いに関連して90°回転して配設されているとともに,流れの方向Fが混合断面内で1つで同じになるよう位置決めされている。
第4図は,沸騰水形原子炉の燃料集合体1における混合断面を示しており,該燃料集合体1は4つの小区域を有しており,各小区域は小集合体1aを有している。例示の理由で,複数の小集合体1aのうちのたった1つだけがスペーサ7aを備えて示されている。更に,燃料集合体1は中央に配設された垂直チャンネル1bを有しており,該垂直チャンネル1bは,燃料集合体全体を通して延在しているとともに,小区域1aが互いに画成されるように,細長い垂直プレート9により筒状容器2の壁の各々に固定して連結されている。垂直プレート9は燃料集合体1全体に沿って延在しているとともに開口10を有しており,該開口10は冷却材が小区域1a間で通過するのを可能にしている。流れ矢印Fは,第3図に示されたものと同じ形式のものである混合断面内での冷却材流の方向を示している。
第5a図は,沸騰水形原子炉の燃料集合体1における混合断面を示している。スペーサ7内には,セル7bが示されており,そのセル7bの大きさは9つのスペーサセルに対応している。セル7bは水チューブを囲繞するよう意図されている。燃料集合体1は4つの想像される,実質的に等しく大きな小区域1cに分割されている。水チューブ用のセル7bは,燃料集合体1の形式に依存して異なる位置に,例えば燃料集合体1の中央に配設されていてもよい。セル7bも円形水チューブを収容するよう設計されていてもよい。第5a図における流れ矢印Fは混合断面における冷却材流の方向を示している。加圧水形原子炉用の燃料集合体1を有している。混合断面における混合は,対応するやり方で小区域1cに分割されているとともに,対応する冷却材料制御を有している。第5b図は第5a図と同じものを示しているが,小区域1cは燃料棒位置全体だけを有するよう画成されている。
第4図,第5a図及び第5b図によるスペーサ7及び7aは,いわゆる木枠縁(edge-crate)構造のものであり,即ち,それらは,横方向に配設された帯状要素を有しているとともに正方形のセルを構成するよう縁部で直立しており,細長い要素,例えば,制御棒案内チューブ8または燃料棒3が貫通している。第4図のスペーサセルは固定支持体7dを備えている。固定支持体7dは,セルを貫通している細長い要素3及び8が冷却材の流れのためにセルにおける固定支持体7dのうちの少なくとも1つに圧迫されるよう指向されている。
第6図は,小集合体1a用のスペーサ7aの代替実施例,いわゆる複数個のスリーブ7fを有しているスリーブスペーサを示しており,それら複数個のスリーブ7fは格子状に組み合わされていて各スリーブ7fが細長い要素,例えば,燃料棒3を囲繞している。(かようなスペーサはスウェーデン特許出願第9303583−0号に記載されている)。この形式のスリーブスペーサ7aは加圧水形原子炉用の燃料集合体でも同じ設計で用いられている。また,第6図は帯状要素a及びbを有している流れ制御用構造体11を示しており,これら帯状要素a及びbは横方向に配設されているとともに縁部上で直立していて,いわゆる木枠縁構造体のスペーサ7及び7aに対応する構造体11を形成している。流れ制御用構造体11はスペーサ7aの下流側縁部のところに配設されている。流れ制御用構造体11は,それの下流側縁部のところに,第3図及び第4図に示されたやり方で流れを制御するための,即ち,小区域1及び1a内で流れを実質上90°ずらすための流れ制御部材12を備えている。また,第6図から明らかなとおり,流れ制御用構造体11及びスペーサ7aはフレーム13を有しており,そのフレーム13の上流側縁部は案内用スタッド14を備えていて,燃料チャンネル2内への小集合体1aの挿入を容易ならしめている。組み立てられた状態では,スペーサ7aはフレーム13の内側に配設されてその上縁部が一点鎖線位置を占めるようになっている。
第7図はスペーサ7の頂部を示しており,制御部材12は第3図に示されたやり方で冷却材流を制御するようになっており,即ち,小区域1内で流れFを90°そらせて制御するようになっている。例えば,流れ制御用部材12は木枠縁構造体のスペーサ7の下流側縁部のところに配設されている。スペーサ7は,そのスペーサ7の水平面内で,想像される対角線7gにより2つの部分に分割されていてもよい。制御部材12は想像される対角線7gの各側で別々に冷却材流Fを指向させている。対角線のところには,冷却材流Fの主に90°のそらせが生じている。
第7図において,冷却材流Fは,帯状要素bに対して平行な方向に小区域1に流入している。制御部材12はスペーサセルにおける帯状要素aから上方に且つ帯状部材bに対して平行な方向に延在していて想像される対角線7gまで小区域内に流れる流れを制御している。想像される対角線7gの他方の側では,制御部材12が代わりに配設されていて,スペーサセル内の帯状要素bから上方に延在しているとともに帯状要素aに対して平行な方向に延在していて小区域1から出る流れ及び隣接する小区域1内への流れを制御している。
燃料棒3間で冷却材流Fを部分的に混合するための現存する流れ制御用部材12は,小区域1内での部分的混合が小区域1間での大域的な混合に重畳されるよう再指向されていてもよい。わずかの数の燃料棒3だけが第7図に記号で示されている。好ましくは,制御部材12は,それらが配設されている混合中央においてスペーサ7の角部から更に離れて,想像される水平面に関してわずかな角度を備えていて,そらせを強めている。
第8図は,第4図あるいは第7図による制御部材12を備えたスペーサ7の一部の斜視図を概略的に示している。
第9図は,直交して配設された4つの混合断面を備えた加圧水形原子炉における炉心の一部を示しており,それらのそれぞれの混合中心は,M1で示されている。小区域1間で冷却材を混合するこのやり方は,それらを通る直交流に基づいている。4つの燃料集合体1を有する燃料集合体群内での混合は,4つの実質的に同じ小区域1に基づいており,それら小区域1は直交して配設されているとともに,冷却材流Fが小区域1を直角に通過し,次いで,隣接する集合体1に移送される際,この集合体を横切って通過する方向が90°変化するよう互いに関係をなして90°回転せしめられており,等々。個々の直交流Fは結果としてM1により示された,混合断面における一方及び同じ方向での流れパターンとなる。混合断面が直交して配設された4つの混合断面間で,加圧水形原子炉用の直交して配設された4つの燃料集合体1を有している場合,それぞれの混合断面での流れ方向に対して逆の流れ方向が生じる。このことはM2によって示されている。
第10図は,流れ制御用構造体11の一部を示しており,直交流を達成するための代替実施例を示している。この実施例において,帯状部材bの上方部は曲げられていて小区域1,1a及び1cを横切る流れFを制御するようになっている。
第11a図は,軸線方向における小区域1を示しており,そこでは,スペーサ7が交互に配設されていて,一つのスペーサレベルのところでは,第1の方向において小区域1を横切る冷却材料Fを制御するようになっているとともに,次のスペーサレベルのところでは,第1の方向に直角な第2の方向において冷却材流Fを制御するようになっている。
第11b図は,どのようにして流れが異なるスペーサレベルのところで流れるようになっているかを,それぞれのスペーサレベルに対して断面A−Aで示している。この実施例によれば,平均して,第3図に示されたものに対応した流れパターンが達成される。
第12図は,複数個の小区域1を有している炉心の一部を断面で示している。その断面は概略的にマークの付されたスペーサ7を有している。一群をなす4つの燃料集合体1における小区域1間の温度均等化及び混合は,個々の燃料集合体1を介してほぼ対角線的に冷却材を制御することにより達成される。この場合,混合断面は断面区域1dを有しており,該断面区域1dは,燃料集合体1を通る水平面において,3つの対応する,そして隣接して位置された断面区域1dとともに,想像する対角線15の一方の側に配設されている。スペーサ7は冷却材流Fを個々の小区域1を介してほぼ対角線的に指向させ,また,この流れがある小区域1から他の小区域に移送される際,実質的に流れの90°のそらせが生ずる。小区域1は同じであるが,互いに関連して90°回転せしめられた炉心に挿入されているとともに,混合断面内での冷却材流Fが一つで,同じようになっている。かくて,第3図及び第9図による混合断面は,第12図による混合断面よりも大きい。
第13図は,スペーサ7の小さな断面,即ち,流れ制御用構造体11を示しており,小区域1を通って対角線的に冷却材流Fを制御するための制御部材12の例を示している。流れの対角線方向は,2つのタブの形をした制御部材を,細長い要素3を囲繞するセルの一方の角部に配設することにより達成される。タブのうちの一つは,帯状要素aの周りで曲げられているとともに,スペースセルに想像される中心軸線に指向されており,他方のタブは第1のタブと同じ態様で帯状要素bの周りで曲げられている。冷却材流Fの方向により,細長い部材3及び8は固定支持体7dに押圧せしめられる。第13図も弾性支持体7eを示しており,その弾性支持体7eの目的は燃料棒3を固定支持体7dに押圧することである。
第14図は,流れ制御用構造体11のわずかな断面を示しており,その流れ制御用構造体11において,各セルは4つの細長い要素3を囲繞している。帯状要素a及びbはそれぞれ互いに向かって傾斜して配設されていて,斜流を達成している。帯状要素a,bの上縁は波形に形成されていて,細長い要素3,8との接触を回避している。
第15図は,スペーサ7のわずかな部分,即ち,流れ制御用構造体11を示しており,それのセルは,一方の角部では,制御部材12を備えている。制御部材12は帯状要素a及びbの周りで折り畳まれたタブとして形成されており,その帯状要素a及びbのところに制御部材12が配設されている。制御部材12は,帯状部材a,bに平行に,そしてスペーサ7あるいは流れ制御用構造体11を介して対角線的に交互に流れFを指向させるようになっている。
また,この混合を小区域1,1a及び1c間の大域的な混合に重畳させるように,隣接した燃料棒3間の局部的な混合用に現存する混合羽根を再び縁取りし直すことも可能である。
冷却材の流れの原理,即ち,小区域1,1a,1b内でのほぼ90°のそらせ,直交流及び斜流の原理は,全ての形式の小区域1,1aあるいは1bを有する混合断面に適用可能である。しかし,例示的な目的で,流れ原理のいくつかは,1つの形式の小区域1,1aあるいは1cにのみ示されている。
Claims (5)
- 燃料集合体(1)を有している沸騰水形原子炉における核燃料炉心において,少なくとも一つの燃料集合体は,直交して配設された4つの小集合体(1a)を囲繞する細長い筒状容器(2)と,前記小集合体(1a)間の細長い垂直プレート(9)により前記筒状容器(2)の壁に固着された,中央に配設された垂直チャンネル形成部材(1b)とを有し,前記垂直プレート(9)において,開口(10)は冷却材が前記小集合体(1a)間で通過するよう配設されており,前記小集合体は細長い要素(3)と該細長い要素(3)を保持し且つ相互に固定するための複数個のスペーサ(7)とを有し,前記少なくとも1つの燃料集合体が混合中心を備えた1つの混合断面を有しており,前記スペーサ(7)は前記混合中心の周りで前記混合断面における冷却材を制御するための流れ制御部材(12)を備えており,前記混合断面の大きさは,前記少なくとも一つの燃料集合体(1)を有する4つの小集合体(1a)の断面積の大きさに一致している大きさの断面積を有することを特徴とする核燃料炉心。
- 請求項1に記載の核燃料炉心において,前記流れ制御部材(12)は,前記燃料集合体または小集合体(1,1a)内への流れの,水平方向断面における主方向が,前記燃料集合体(1)あるいは前記小集合体(1a)から出る流れの方向に関して実質的に90°回転せしめられるようにそれぞれの燃料集合体(1)あるいは小集合体(1a)内で前記冷却材を混合断面においてそらせるようになっていることを特徴とする核燃料炉心。
- 請求項1項または請求項2に記載の核燃料炉心において,前記制御部材(12)は,前記スペーサ(7)により構成された帯状要素(a,b)の下流側縁部から延在する羽根として形成されているとともに,これらの縁部の周りで折り畳まれていることを特徴とする核燃料炉心。
- 請求項1乃至請求項3のいずれか1項に記載の核燃料炉心において,前記制御部材(12)は流れ制御用構造体(11)として形成されており,該流れ制御用構造体(11)は,前記スペーサ(7,7a)の下流側縁部のところに配設された,縁部で直立している交わった帯状要素(a,b)を有していることを特徴とする核燃料炉心。
- 請求項4に記載の核燃料炉心において,前記流れ制御用構造体(11)の下流側縁部は,前記細長い要素(3,8)に関連して傾けられていることを特徴とする核燃料炉心。
Applications Claiming Priority (3)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
SE9402074-0 | 1994-06-13 | ||
SE9402074A SE516267C2 (sv) | 1994-06-13 | 1994-06-13 | Styrning av kylflöde över ett stort blandningstvärsnitt i en kärnreaktor |
PCT/SE1995/000635 WO1995034898A1 (en) | 1994-06-13 | 1995-06-02 | Control of coolant flow in a nuclear reactor |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
JPH10501345A JPH10501345A (ja) | 1998-02-03 |
JP3690804B2 true JP3690804B2 (ja) | 2005-08-31 |
Family
ID=20394372
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
JP50201696A Expired - Lifetime JP3690804B2 (ja) | 1994-06-13 | 1995-06-02 | 原子炉における冷却材の制御 |
Country Status (7)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US5778035A (ja) |
EP (1) | EP0795177B1 (ja) |
JP (1) | JP3690804B2 (ja) |
DE (1) | DE69511718T2 (ja) |
ES (1) | ES2138216T3 (ja) |
SE (1) | SE516267C2 (ja) |
WO (1) | WO1995034898A1 (ja) |
Families Citing this family (21)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
SE508059C2 (sv) * | 1996-06-20 | 1998-08-17 | Asea Atom Ab | Kärnbränslepatron uppbyggd av ett flertal på varandra staplade bränsleenheter |
SE508106C2 (sv) * | 1996-12-20 | 1998-08-31 | Asea Atom Ab | Bränslepatron för kokarvattenreaktor innefattande en rotationscell samt en i denna anordnad ångledningskanal |
GB9707690D0 (en) * | 1997-04-16 | 1997-06-04 | British Nuclear Fuels Plc | Improvements in or relating to fuel assemblies |
US20080232536A1 (en) * | 2004-01-15 | 2008-09-25 | Westinghouse Electric Sweden Ab | Spacer and a Fuel Unit for a Nuclear Plant |
DE102004014499B3 (de) * | 2004-03-25 | 2005-09-01 | Framatome Anp Gmbh | Brennelement für einen Druckwasserkernreaktor |
US8374308B2 (en) * | 2005-01-11 | 2013-02-12 | Westinghouse Electric Company Llc | Helically fluted tubular fuel rod support |
US20100322371A1 (en) * | 2005-01-11 | 2010-12-23 | Westinghouse Electric Company Llc | Optimized flower tubes and optimized advanced grid configurations |
US20090135989A1 (en) * | 2007-11-28 | 2009-05-28 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Segmented fuel rod bundle designs using fixed spacer plates |
US8116423B2 (en) | 2007-12-26 | 2012-02-14 | Thorium Power, Inc. | Nuclear reactor (alternatives), fuel assembly of seed-blanket subassemblies for nuclear reactor (alternatives), and fuel element for fuel assembly |
CA2710432C (en) | 2007-12-26 | 2016-04-26 | Thorium Power, Inc. | Nuclear reactor, fuel assembly consisting of driver-breeding modules for a nuclear reactor and a fuel cell for a fuel assembly |
US7781637B2 (en) * | 2008-07-30 | 2010-08-24 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Segmented waste rods for handling nuclear waste and methods of using and fabricating the same |
RU2383954C1 (ru) | 2008-09-15 | 2010-03-10 | Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" | Перемешивающая решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора |
ES2423190T3 (es) * | 2008-11-13 | 2013-09-18 | Areva Gmbh | Elemento combustible para un reactor nuclear de agua a presión |
ES2715529T3 (es) | 2008-12-25 | 2019-06-04 | Thorium Power Inc | Un elemento combustible y un método para fabricar un elemento combustible para un conjunto combustible de un reactor nuclear |
US8358733B2 (en) * | 2009-08-10 | 2013-01-22 | Westinghouse Electric Company Llc | Helically fluted tubular fuel rod support |
EP2306464B1 (en) * | 2009-09-30 | 2013-07-24 | Areva NP | Module for forming a nuclear fuel assembly and nuclear fuel assembly formed of a plurality of such modules |
WO2011143172A1 (en) | 2010-05-11 | 2011-11-17 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly with metal fuel alloy kernel and method of manufacturing thereof |
US10192644B2 (en) | 2010-05-11 | 2019-01-29 | Lightbridge Corporation | Fuel assembly |
US10170207B2 (en) | 2013-05-10 | 2019-01-01 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly |
US10535436B2 (en) | 2014-01-14 | 2020-01-14 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Nuclear reactor chimney and method of improving core inlet enthalpy using the same |
RU2733201C1 (ru) * | 2019-11-14 | 2020-09-30 | Акционерное общество "Электрогорский научно-исследовательский центр по безопасности атомных электростанций" (АО "ЭНИЦ") | Способ работы тепловыделяющей сборки |
Family Cites Families (10)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
GB1088022A (en) * | 1964-02-13 | 1967-10-18 | Atomic Energy Authority Uk | Nuclear fuel assemblies |
US3379619A (en) * | 1966-05-25 | 1968-04-23 | Westinghouse Electric Corp | Fuel assembly for nuclear reactors |
US3749640A (en) * | 1970-06-02 | 1973-07-31 | United Nuclear Corp | Nuclear reactor having improved coolant reflecting arrangement |
US3862000A (en) * | 1972-08-31 | 1975-01-21 | Exxon Nuclear Co Inc | Coolant mixing vanes |
SE409258B (sv) * | 1977-12-21 | 1979-08-06 | Asea Atom Ab | Spridare foer ett flertal i en kaernreaktor vertikalt anordnade braenslestavar |
US4666664A (en) * | 1982-04-15 | 1987-05-19 | Westinghouse Electric Corp. | Coolant flow paths within a nuclear fuel assembly |
US4692302A (en) * | 1983-12-30 | 1987-09-08 | Westinghouse Electric Corp. | Coolant flow mixer grid for a nuclear reactor fuel assembly |
SE454822B (sv) * | 1986-04-29 | 1988-05-30 | Asea Atom Ab | Kernbrenslepatron till en kernreaktor |
SE503441C2 (sv) * | 1990-10-18 | 1996-06-17 | Asea Atom Ab | Förfarande och anordning för reglering av kylflöde i en tryckvattenreaktors bränslepatron |
US5339341A (en) * | 1993-09-17 | 1994-08-16 | B&W Fuel Company | Mid span mixer grid |
-
1994
- 1994-06-13 SE SE9402074A patent/SE516267C2/sv not_active IP Right Cessation
-
1995
- 1995-06-02 DE DE69511718T patent/DE69511718T2/de not_active Expired - Lifetime
- 1995-06-02 JP JP50201696A patent/JP3690804B2/ja not_active Expired - Lifetime
- 1995-06-02 EP EP95922821A patent/EP0795177B1/en not_active Expired - Lifetime
- 1995-06-02 WO PCT/SE1995/000635 patent/WO1995034898A1/en active IP Right Grant
- 1995-06-02 US US08/750,587 patent/US5778035A/en not_active Expired - Lifetime
- 1995-06-02 ES ES95922821T patent/ES2138216T3/es not_active Expired - Lifetime
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
SE9402074L (sv) | 1995-12-14 |
DE69511718D1 (de) | 1999-09-30 |
EP0795177A1 (en) | 1997-09-17 |
US5778035A (en) | 1998-07-07 |
JPH10501345A (ja) | 1998-02-03 |
ES2138216T3 (es) | 2000-01-01 |
DE69511718T2 (de) | 2000-04-27 |
WO1995034898A1 (en) | 1995-12-21 |
EP0795177B1 (en) | 1999-08-25 |
SE516267C2 (sv) | 2001-12-10 |
SE9402074D0 (sv) | 1994-06-13 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
JP3690804B2 (ja) | 原子炉における冷却材の制御 | |
US8374308B2 (en) | Helically fluted tubular fuel rod support | |
US6393087B1 (en) | Duct-type spacer grid with swirl flow vanes for nuclear fuel assemblies | |
US6130927A (en) | Grid with nozzle-type coolant deflecting channels for use in nuclear reactor fuel assemblies | |
US4576786A (en) | Partial grid for a nuclear reactor fuel assembly | |
JP3605171B2 (ja) | 原子炉燃料集合体 | |
US10128005B2 (en) | Optimized flower tubes and optimized advanced grid configurations | |
US4725403A (en) | Box-type flow deflector for nuclear fuel grid | |
US5272741A (en) | Nuclear fuel assembly | |
US5130083A (en) | Hydride resistant spacer formed from interlocking strips | |
US6385271B2 (en) | Nuclear fuel assembly | |
KR100627544B1 (ko) | 비스듬한 연료 보유 스프링을 갖는 핵 연료 집합체 지지 그리드 | |
JPH07167976A (ja) | 沸騰水炉の燃料集合体とスペーサ | |
US5402457A (en) | Fuel assembly with a grid structure between the rods | |
KR100846026B1 (ko) | 가압경수반응로용 연료부재 | |
US20040086072A1 (en) | Side-slotted nozzle type double sheet spacer grid for nuclear fuel assemblies | |
US6714619B2 (en) | Spacer grid with double deflected vanes for nuclear fuel assemblies | |
US5420901A (en) | Lower tie plate debris catcher for a nuclear reactor | |
US20110033020A1 (en) | Helically fluted tubular fuel rod support | |
JP5200205B2 (ja) | 原子炉用の燃料集合体 | |
US20110305311A1 (en) | Fuel element for a pressurized-water nuclear reactor | |
JPS6046671B2 (ja) | 原子炉用プレ−ト型式燃料組立体 | |
US6415011B1 (en) | Spacer and a fuel assembly for a nuclear boiling water reactor | |
JPH01132990A (ja) | スペーサグリッドと一体の旋回羽根 | |
JP4416970B2 (ja) | 燃料スペーサ及び燃料集合体 |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
A521 | Request for written amendment filed |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20040224 |
|
A72 | Notification of change in name of applicant |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A721 Effective date: 20040226 |
|
A02 | Decision of refusal |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A02 Effective date: 20040907 |
|
A521 | Request for written amendment filed |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A523 Effective date: 20041206 |
|
A911 | Transfer to examiner for re-examination before appeal (zenchi) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A911 Effective date: 20050210 |
|
TRDD | Decision of grant or rejection written | ||
A01 | Written decision to grant a patent or to grant a registration (utility model) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A01 Effective date: 20050520 |
|
A61 | First payment of annual fees (during grant procedure) |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: A61 Effective date: 20050614 |
|
R150 | Certificate of patent or registration of utility model |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R150 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20080624 Year of fee payment: 3 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20090624 Year of fee payment: 4 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20090624 Year of fee payment: 4 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20100624 Year of fee payment: 5 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20110624 Year of fee payment: 6 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20120624 Year of fee payment: 7 |
|
FPAY | Renewal fee payment (event date is renewal date of database) |
Free format text: PAYMENT UNTIL: 20130624 Year of fee payment: 8 |
|
R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
R250 | Receipt of annual fees |
Free format text: JAPANESE INTERMEDIATE CODE: R250 |
|
EXPY | Cancellation because of completion of term |