KR100346126B1 - 원자로 용기의 노내 구조물 - Google Patents

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Abstract

상부 플리넘 내의 상부 코아판 위의 피가열유체의 흐름은, 코아의 중앙측에서 반경방향 외측으로 흐르며 코아조(槽) 내벽을 따라 출구노즐쪽으로 코아 외주부를 흐르는데, 흐름 일부는 출구노즐의 하측을 통과하여 쌍방향에서 온 흐름이 충돌하는 경우가 있다. 충돌 후, 피가열유체의 흐름은 윗쪽으로 바뀌지만 충돌로 인해 복잡하고 불안정한 흐름이 되기 때문에, 출구노즐에 연결되어 접하는 출구배관 내의 피가열유체의 온도계측에 지장을 초래한다.
이를 해결하기 위하여, 피가열유체가 흐르는 연료영역 (33) 상부에 구획되어 형성됨과 동시에 원자로 용기 (10) 의 측부에 구비된 복수의 출구노즐 (12) 에 유체 연결소통하는 상부 플리넘 (40) 에서, 상기 연료영역 (33) 의 외측영역이면서 코아조 (30) 근방에 상기 출구노즐 (12) 보다 낮은 단척(短尺)의 유동안정부재 (1) 를 설치한다.

Description

원자로 용기의 노내 구조물{CORE INTERNALS OF PRESSURIZED WATER REACTOR VESSEL}
본 발명은 발열체와 피가열유체가 열교환을 하는 가압수형 원자로의 노내 구조물에서의 노내 구조재의 형상 및 배치에 관한 것으로, 특히 상부 플리넘부의 출구노즐 근방에서의 유동안정부재의 형상 및 배치에 관한 것이다.
발전용 가압수형 경수로 플랜트는, 핵연료로 구성되는 코아에서 생성되는 핵분열시의 열에 의해 가열되는 냉각수인 경수를 꺼내 이 가열된 경수를 증기발생기로 유도함으로써 증기를 발생시킨다. 그리고, 발생한 증기를 코아 냉각계통과는 다른 증기계통을 통과시켜 증기 터빈에서 발전기의 회전자를 회전시켜 발전하는 시스템이다.
도 8 은 원자로의 대표적 일예인 가압수형 원자로의 내부 구조를 도시하고 있다. 원자로 용기 (10) 의 내부에는 노내 구조물, 핵연료집합체 및 냉각재가 있다. 이들을 간단히 설명하면 경수인 원자로 냉각재의 입구노즐 (11) 및 출구노즐 (12) 이 일체로 형성된 원자로 용기 (10) 안에 코아조 (30) 가 수직아래로 지지되고 있다. 입구노즐 (11) 및 출구노즐 (12) 수는 원자로 출력에 따른 냉각재 순환 루프의 수와 일치하며 통상 각각 2 내지 4 개이다.
예컨대 발전용량이 큰 발전용 플랜트에서는, 냉각설비의 펌프 및 증기발생기의 용량, 그리고 이들의 격납용기내 배치의 제약 등으로 복수의 냉각설비의 루프를 구성하고 있다. 요컨대 출력용량에 따른 개수의 루프를 설치하는데, 출력용량이 큰 것은 4 루프로 구성되어 있어 입구노즐 (11) 및 출구노즐 (12) 수는 각각 4 개가 된다. 이들 복수의 입구노즐 (11) 및 출구노즐 (12) 은 원주방향으로 간격을 두고 배치되어 있다. 코아조 (30) 의 내부 하방에는 수평방향으로 전개되는 하부 코아 지지판 (32) 및 하부 코아판 (31) 이 설치되고 이들의 하측으로 하부 플리넘 (41) 이 형성되어 있다.
하부 코아판 (31) 위에는 다수의 연료집합체 (33) 가 서로 인접하여 채워져코아를 형성하고 있다. 연료집합체 (33) 의 상부에는 상부 코아판 (21) 이 상부 코아 지지주 (23) 를 통해 상부 코아 지지판 (20) 에 의해 지지되고 있으며, 상기 상부 코아판 (21) 으로 연료집합체 (33) 를 눌러 냉각재 흐름에 의한 부상(浮上) 등을 방지하고 있다. 상부 코아판 (21) 의 상면에는 복수의 제어봉 클러스터 안내관 (22) 의 하단이 도시되지 않은 지지핀 등으로 고정되어 있고, 이 제어봉 클러스터 안내관 (22) 은 상부 코아 지지판 (20) 을 통과해 상측으로 연장 돌출되어 있다. 도시되지 않은 제어봉 클러스터를 코아로부터 제어봉 클러스터 안내관 (22) 안으로 끌어넣거나 또는 제어봉 클러스터 안내관 (22) 안으로부터 코아의 연료집합체 (33) 안으로 삽입함으로써 코아의 열출력이 조정된다.
상부 코아판 (21) 과 상부 코아 지지판 (20) 은, 상부 코아 지지주 (23) 에 의해 구조상 강도를 유지하도록 연결되어 있으며, 또 상부 코아 지지판 (20) 을 관통하는 제어봉 클러스터 안내관 (22) 도 상부 코아 지지판 (20) 에 고정되어 가로방향으로 지지되고 있다. 이렇게 연결된 상부 코아판 (21) 과 상부 코아 지지판 (20) 사이에는 냉각재의 상부 플리넘 (40) 이 구획되어 형성되어 있다.
이어서, 상기와 같이 구성된 원자로 용기 (10) 내부의 냉각재인 경수 흐름을 설명한다. 입구노즐 (11) 에서 유입된 저온 경수는 도 8 의 화살표시로 표시한 바와 같이 흐른다. 즉, 코아조 (30) 와 원자로 용기 (10) 내면의 사이의 환상 하강 공간을 흘러내려 하부 플리넘 (41) 에서 반전한다. 윗쪽으로 방향을 바꾼 경수는 하부 코아 지지판 (32) 및 하부 코아판 (31) 을 통과해 코아 내에 유입된다. 코아 내를 상승하는 경수는 거의 평행한 흐름이 되어 흐르고, 연료집합체(33) 의 연료봉에서 핵반응열을 빼앗아 온도가 상승한다. 상부 코아판 (21) 을 통과한 후, 가로방향으로 전향하고 출구노즐 (12) 에서 유출되어 출구배관 (42) 을 통과해 도시되지 않은 증기발생기로 향한다.
그러나, 상부 플리넘 (40) 내의 상부 코아판 (21) 의 판면상에서의 경수 흐름은 코아의 중앙측에서 반경방향 외측으로 흘러나와 코아조 (30) 의 내벽에 도달하며, 그 후 상기 코아조 (30) 의 내벽을 따라 코아 외주부에서 출구노즐 (12) 쪽으로 흐른다. 상기 코아조 (30) 의 내벽을 따른 경수 흐름의 일부는 출구노즐 (12) 의 하측을 통과하고 출구노즐 (12) 의 하측 근방에서 쌍방향에서 온 경수 흐름이 충돌한다. 충돌 후, 경수 흐름은 윗쪽으로, 즉 출구노즐 (12) 의 방향으로 바뀌지만, 출구노즐 (12) 의 근방에서의 경수 흐름은 소용돌이 발생이나 충돌로 인해 불안정하다.
또, 도 9 및 도 10 에 도시한 바와 같이 상술한 4 루프 플랜트의 원자로 용기 (10) 의 구조는 1 차 냉각 루프의 구성 및 원자로 격납용기의 내경을 작게 하는 등의 제약으로 두개의 출구노즐 (12) 이 인접한 구조로 되어 있다. 따라서, 상술한 코아조 (30) 의 내벽을 따른 경수 흐름의 일부가 출구노즐 (12) 의 하측을 통과하여 인접하는 출구노즐 (12) 사이에서 충돌한다. 충돌 후, 경수 흐름은 윗쪽으로 바뀌지만, 소용돌이 흐름의 발생이나 루프간의 유량 차이 등으로 두개의 루프, 즉 인접하는 출구노즐 (12) 로 경수가 균등하게 흐르는 것은 매우 드물며, 출구노즐 (12) 의 근방에 불안정한 정체 영역 (S) 이 형성된다. 그 결과 출구노즐 (12) 로 유입되는 경수 흐름은 복잡하고 불안정해진다.
특히 연료영역의 온도분포 등의 영향으로 상부 플리넘 내에서의 냉각재의 온도는 상층에 고온, 하층에 저온의 상하방향으로 층을 이루는 분포를 형성하고 있기 때문에, 상부 코아판 (21) 의 판면상에서의 코아조 (30) 의 내벽을 따른 냉각재 흐름은 상대적으로 저온이다.
따라서, 상술한 바와 같이 상대적으로 저온인 냉각재의 불안정한 흐름으로 출구노즐 (12) 에 연결되어 접하는 출구배관 (42) 내부의 냉각재에 온도 변동이 발생하며, 출구노즐 (12) 에 연결되어 접하는 출구배관 (42) 의 내부 온도계측으로 원자로의 평균온도계측을 하는 경우 장해가 되기 쉽다.
그래서, 본 발명은 상기 문제점을 해결하기 위해 출구노즐 근방에서의 흐름을 안정시킴으로써 출구배관 내의 냉각재의 온도계측에 지장을 초래하지 않도록 노내 구조재의 형상 및 배치를 구비한 원자로 용기의 노내 구조물을 제공하는 것을 목적으로 한다.
도 1 은 본 발명의 일 실시형태에 있어서 가압수형 원자로의 주요부를 도시하는 일부 생략 종단면도이다.
도 2 는 유동안정부재로서의 단척 부재를 4 루프 플랜트의 원자로 용기에 적용한 일례의 주요부를 도시하는 반 평면구성도이다.
도 3 은 도 2 실시형태의 인접하는 출구노즐 근방을 도시하는 사시도이다.
도 4 는 도 2 실시형태의 상부 플리넘 내의 구조물 배치를 도시함과 동시에 출구노즐 근방의 흐름을 도시하는 반 평면구성도이다.
도 5 는 도 2 실시형태의 인접하는 출구노즐 근방의 흐름을 도시하는 측면구성도이다.
도 6 은 유동안정부로서의 단척 부재를 3 루프 플랜트의 원자로 용기에 적용한 경우의 주요부를 도시하는 일부 생략 평면구성도이다.
도 7 은 도 6 실시형태의 출구노즐 근방을 도시하는 사시도이다.
도 8 은 종래 설치된 일반적인 가압수형 원자로의 주요부를 도시하는 종단면도이다.
도 9 는 도 8 의 종래 설치된 일반적인 4 루프 플랜트 가압수형 원자로에서의 상부 플리넘 내의 구조물 배치를 도시함과 동시에 출구노즐 근방의 흐름을 도시하는 반 평면구성도이다.
도 10 은 도 8 의 이미 설치된 일반적인 4 루프 플랜트 가압수형 원자로에서의 인접하는 출구노즐 근방의 흐름을 도시하는 측면구성도이다.
부호의 설명
1 : 단척(短尺) 부재 10 : 원자로 용기
11 : 입구노즐 12 : 출구노즐
12a : 유출구 20 : 상부 코아 지지판
21 : 상부 코아판 22 : 제어봉 클러스터 안내관
23 : 상부 코아 지지주 30 : 코아조
30a : 내벽 31 : 하부 코아판
32 : 하부 코아 지지판 33 : 연료집합체영역 (연료집합체)
40 : 상부 플리넘 41 : 하부 플리넘
42 : 출구배관
상기 목적을 달성하기 위해 청구항 1과 관련있는 본 발명은, 피가열유체가 흐르는 연료영역 상부에 구획되어 형성됨과 동시에 원자로 용기의 측부에 구비된 복수의 출구노즐에 유체 연결소통하는 상부 플리넘에서, 상기 연료영역의 외측영역이면서 코아조 근방에 상기 출구노즐보다 낮은, 단척(短尺)의 유동안정부재를 설치하는 원자로 용기의 노내 구조물을 제공한다.
상기 단척의 유동안정부재는 상기 출구노즐의 유출구의 하측위치 근방에 설치되어 있는 것이 바람직하다. 또, 상기 단척의 유동안정부재를 상기 출구노즐의 상기 유출구의 중앙 바로 아래 위치에 설치해도 된다. 혹은 상기 원자로 용기가 4 루프 플랜트용인 경우에는 상기 단척의 유동안정부재를 인접하는 상기 출구노즐 사이에 설치해도 된다. 또한, 상기 단척의 유동안정부재는 그 상단이 상부 코아판의 상면과 상기 출구노줄의 유출구 하단의 중간높이에서 상기 유출구의 상기 하단보다 낮은 높이까지 사이에 위치하는 길이인 것이 바람직하다.
이어서, 본 발명의 바람직한 실시형태를 첨부 도면을 참조하면서 설명하는데, 도면 중 동일 부호는 동일 또는 대응 부분을 지시하는 것으로 한다.
도 1 은 본 발명의 일 실시형태와 관련있는 유동안정부재를 부착한 가압수형 원자로 전체를 도시하는 일부 생략 단면도이다. 이 도면에서 가압수형 원자로의 내부구조는 상술한 종래의 구조와 대부분 동일하기 때문에 중복되는 부분 설명은 생략한다. 상술한 종래 구조와 다른 부분은 상부 플리넘 (40) 내에서 연료영역의 외측영역이면서 코아조 (30) 근방에 출구노즐 (12) 보다 낮은 단척의 유동안정부재로서의 단척 부재 (1) 가 부착되어 있는 점이다. 즉, 연료영역의 외측영역이란 코아 외주부에 대응하는 상부 플리넘 (40) 내의 상부 코아판 (21) 에서 연료집합체영역 (33) (도 2 의 이점쇄선의 영역) 보다 외측 영역을 의미한다. 또, 출구노즐 (12) 보다 낮다는 것은 단척 부재 (1) 를 상부 플리넘 (40) 내에 부착하였을 때에 이 단척 부재 (1) 의 선단이 출구노즐 (12) 의 내경의 하단보다 낮게 되는 것을 의미한다.
도 2 및 도 3 은 유동안정부재로서의 단척 부재 (1) 를 4 루프 플랜트의 원자로 용기 (10) 에 적용한 경우를 도시한 것으로, 도 2 는 그 주요부를 도시하는 반 평면구성도, 도 3 은 인접하는 출구노즐 (12) 근방을 도시하는 사시도이다. 이들 도면에서 유동안정부재인 단척 부재 (1) 는 연료영역의 외측영역이면서 코아조 (30) 에 근접하도록 설치되어 있다. 즉, 상술한 바와 같이 단척 부재 (1) 의 부착위치는 코아 외주부에 대응하는 상부 플리넘 (40) 내의 상부 코아판 (21) 에서 연료집합체영역 (33) (이점쇄선의 영역) 보다 외측이면서 코아조 (30) 의 내벽 (30a) 에 근접하는 위치이다. 또, 단척 부재 (1) 의 열팽창을 고려하여 단척 부재 (1) 는 내벽 (30a) 에서 약간 떨어져 부착되어 있다. 또한, 단척 부재 (1) 는 각 출구노즐 (12) 의 유출구 (12a) 하측에 위치하도록 부착되어 있다. 이것은 상부 플리넘 (40) 내에서의 출구노즐 (12) 의 하측 흐름을 안정시킴과 동시에 단척 부재 (1) 에 작용하는 유체 하중을 저감시키기 위함이다.
또한, 단척 부재 (1) 의 길이는 상부 코아판 (21) 에 부착하였을 때에 그 상단이 출구노즐 (12) 의 유출구 (12a) 하측보다 낮은 위치에 오도록 설정한다. 될 수 있는 한 그 상단이 상부 코아판 (21) 의 상면과 출구노즐 (12) 의 유출구 (12a) 하단의 중간높이에서 유출구 (12a) 하단보다 낮은 위치 사이에 상당하는 길이인 것이 바람직하다. 출구노즐 (12) 의 유출구 (12a) 보다 단척 부재 (1) 의 상단이 위에 위치하면 상부 플리넘 (40) 내부에서 코아 중앙측에서 출구노즐 (12) 로 향하는 냉각재 흐름 저항이 증가함과 동시에 단척 부재 (1) 에 작용하는 유체 하중이 증대하여 그 구조 강도에 영향을 미치기 때문이다. 또한, 단척 부재 (1) 의 길이가 너무 짧으면 코아조 (30) 의 내벽 (30a) 을 따른 냉각재 흐름을 안정시킬수 없기 때문이다. 그리고, 단척 부재 (1) 의 부착은 도 3 에 도시한 바와 같이 단척 부재 (1) 에 고정된 부착용 브래킷 (2) 을 볼트 (3) 로 상부 코아판 (21) 에 고정함으로써 행해진다. 이렇게 단척 부재 (1) 의 길이가 짧고 상부 코아판 (21) 에 대한 부착이 간단하기 때문에 기존의 설비에도 단척 부재 (1) 를 용이하게 부착할 수 있다.
이어서, 단척 부재 (1) 를 부착한 경우의 출구노즐 (12) 근방의 흐름 상태를 도 4 및 도 5 를 이용하여 설명한다. 도 4 는 상부 플리넘 (40) 내의 노내 구조재 설치를 도시함과 동시에 출구노즐 (12) 근방의 흐름을 도시하는 반 평면구성도, 그리고 도 5 는 인접하는 출구노즐 (12) 근방의 흐름을 도시하는 측면구성도이다. 상부 코아판 (21) 의 판면상에서의 냉각재 흐름은 코아의 중앙측에서 반경방향 외측으로 흘러나간 후, 코아조 (30) 의 내벽 (30a) 에 도달하며, 그 후 이 코아조 (30) 의 내벽 (30a) 을 따라 코아 외주부에서 출구노즐 (12) 쪽으로 흐른다. 그리고, 이 코아조 (30) 의 내벽 (30a) 을 따른 경수 흐름의 일부는 출구노즐 (12) 의 하측을 통과하며, 종래와 같이 유동안정부재인 단척 부재 (1) 를 설치하지 않은 경우에는 인접하는 출구노즐 (12) 사이에서 쌍방향에서 온 냉각재 흐름이 충돌한다.
그러나, 본 실시형태와 관련있는 단척 부재 (1) 를 각 출구노즐 (12) 의 하측에 설치하면 내벽 (30a) 을 따른 흐름 (F) (도 5 참조) 은 단척 부재 (1) 에 의한 흐름의 안내효과에 의해 상측으로, 즉 출구노즐 (12) 의 유출구 (12a) 쪽으로 원활하게 흐른다. 또, 두개의 단척 부재 (1) 사이의 정체 영역 (S) 도 작아짐과 동시에 정체 영역 (S) 내의 냉각재 흐름도 두개의 단척 부재 (1) 의 구속효과에 의해 상측으로 올라가 출구노즐 (12) 의 유출구 (12a) 로 원활하게 흐른다. 따라서, 출구노즐 (12) 로 유입되는 냉각재 흐름이 안정화되고, 그 결과 출구노즐 (12) 에 연결되어 접하는 출구배관 (42) 내의 온도 변동을 억제할 수 있다. 또한, 상부 플리넘 (40) 및 출구노즐 (12) 의 유동상황을 모의한 모델 시험에서 출구노즐 (12) 에 연결되어 접하는 출구배관 (42) 내부에서의 온도 변동의 측정결과에서는 단척 부재 (1) 를 부착한 경우에 그 단척 부재를 부착하지 않은 경우의 약 절반 정도의 온도 변동 밖에 발생하지 않은 것이 확인되었다.
더구나, 이 실시형태에서 사용하는 단척 부재 (1) 는 원통형상으로 되어 있다. 원통형상이면 경량이면서 비용이 낮아지기 때문이다. 그러나, 상술한 바와 같이 코아조 (30) 의 내벽 (30a) 을 따른 흐름 (F) 을 안정시킬 수 있는 한, 단척 부재 (1) 의 형상은 이 실시형태에 한정된 것이 아니라 원주(圓柱)형이어도 되고 또한 판형이나 각주 등 어떠한 형상이라도 된다.
이어서, 본 발명과 관련있는 유동안정부재를 2 혹은 3 루프 플랜트의 원자로 용기에 적용한 경우를 설명한다. 또한, 여기에서 도시한 유동안정부재의 설치는 상술한 4 루프 플랜트에 대해 적용시켜도 된다. 도 6 은 3 루프 플랜트의 원자로의 주요부를 도시하는 일부 생략 평면구성도, 도 7 은 출구노즐 (12) 근방을 도시하는 사시도이다. 이들 도면에서 부착하는 유동안정부재로서의 단척 부재 (1) 의 형상 및 길이는 앞의 실시형태와 동일하므로 설명을 생략한다. 상술한 실시예와 다른 부분은 각 출구노즐 (12) 이 인접하고 있지 않는 점이다. 따라서, 출구노즐 (12) 근방에서의 흐름을 안정시키기 위해, 본 발명과 관련있는 유동안정부재로서의 단척 부재 (1) 가 각 출구노즐 (12) 의 중앙 바로 아래에 또한 코아조 (30) 의 내벽 (30a) 에 근접하도록 설치되어 있다. 상술한 바와 같이 코아조 (30) 에 근접시킨 것은 상부 플리넘 (40) 내에서의 출구노즐 (12) 의 하측 흐름을 안정시킴과 동시에 단척 부재 (1) 에 작용하는 유체 하중을 저감시키기 위함이다.
이어서, 단척 부재 (1) 를 부착한 경우의 출구노즐 (12) 근방의 흐름 상태를 설명한다. 코아조 (30) 의 내벽 (30a) 을 따른 냉각재 흐름의 일부는 출구노즐 (12) 의 하측에서 쌍방향에서 온 흐름이 충돌하려고 한다. 그러나, 내벽 (30a) 을 따른 흐름은 출구노즐 (12) 의 중앙 바로 아래에 설치된 단척 부재 (1) 의 좌우 양측에서 이 단척 부재 (1) 에 의한 흐름 안내 효과에 의해 코아조 (30) 의 내벽 (30a) 을 따른 흐름이 좌우 균등하게 윗쪽으로 출구노즐 (12) 의 유출구 (12a) 쪽으로 원활하게 흐른다. 즉, 내벽 (30a) 을 따라 상대하는 방향에서 온 냉각수 흐름이 출구노즐 (12) 의 하측에서 충돌하는 일 없이 출구노즐 (12) 로 유입되어 냉각재 흐름이 안정화된다. 그 결과 출구노즐 (12) 에 연결되어 접하는 출구배관 (42) 내의 온도 변동을 억제할 수 있다.
또한, 이 실시형태에서는 단척 부재 (1) 를 출구노즐 (12) 의 중앙 바로 아래에 설치하였으나, 출구노즐 (12) 의 하측이면 어떠한 장소에 설치할 수도 있다. 출구노즐 (12) 의 하측근방에서의 냉각재 흐름의 충돌을 피할 수 있으면 출구노즐 (12) 로 유입되는 냉각재 흐름은 안정되기 때문이다. 따라서, 중앙 바로 아래에 부착하는 것이 구조상 불가능할 때에도 출구노즐 (12) 의 하측 범위내에서 위치를 벗어날 수 있어 이미 설치된 원자로에 대한 적용이 쉬워진다.
제 1 항에 기재된 본 발명은, 피가열유체가 흐르는 연료영역 상부에 구획되어 형성됨과 동시에 원자로 용기의 측부에 구비된 복수의 출구노즐에 유체 연결소통하는 상부 플리넘에서, 상기 연료영역의 외측영역이면서 코아조 근방에 상기 출구노즐보다 낮은 단척의 유동안정부재를 설치하기 때문에, 상부 플리넘의 코아조 근방이면서 하측을 흐르는 피가열유체의 흐름은 서로 충돌하는 일 없이 단척의 유동안정부재에 의해 원활하게 상측으로 안내되도록 되며 출구노즐 근방에서의 유동의 불안정을 해소시킨다. 그럼으로써 출구노즐에 연결되어 접하는 출구배관 내에서의 피가열유체의 온도 변동이 없어져 평균온도계측을 안정적으로 행할 수 있다. 또한, 상기 출구노즐보다 낮은 단척의 유동안정부재를 설치하기 때문에 이것에 작용하는 유체 하중을 저감시켜 구조물의 건전성을 유지할 수 있다.
제 2 항에 기재된 본 발명은, 상기 단척의 유동안정부재가 상기 출구노즐 유출구의 하측위치에 설치되어 있기 때문에, 상부 플리넘의 코아조 근방이면서 하측을 흐르는 피가열유체의 흐름은 출구노즐의 하측에서 유동안정부재에 의해 출구노즐쪽으로 안내되어 출구노즐로 유입되는 피가열유체의 흐름을 보다 안정시킨다.
제 3 항에 기재된 본 발명은, 상기 단척의 유동안정부재가 상기 출구노즐의 상기 유출구 바로 아래 위치에 설치되어 있기 때문에, 단척의 유동안정부재의 좌우 양측에서 상부 플리넘의 코아조 근방이면서 하측을 흐르는 피가열유체의 흐름이 충돌하는 일 없이 균등하게 출구노즐로 안내되어 흐름을 더 안정시킬 수 있다.
제 4 항에 기재된 본 발명은, 상기 원자로 용기가 4 루프 플랜트인 경우에 적용할 수 있으며 상기 단척의 유동안정부재가 인접하는 상기 출구노즐 사이에 설치되어 있기 때문에, 인접하는 노즐 사이에서 상부 플리넘의 코아조 근방이면서 하측을 흐르는 피가열유체의 흐름이 충돌하는 일 없이 각 루프에서의 출구노즐로 유입되어 피가열유체의 흐름이 안정된다.
제 5 항에 기재된 본 발명은, 상기 단척의 유동안정부재가 그 상단이 상부 코아판의 상면과 상기 출구노즐의 유출구 하단의 중간높이에서 상기 유출구의 상기 하단보다 낮은 높이까지 사이에 위치하는 길이이기 때문에 출구노즐로 향하는 피가열유체의 흐름을 막는 일 없이 이것에 작용하는 유체 하중을 저감시켜 구조물의 건전성을 유지할 수 있다. 또한, 길이가 짧아서 부착이 쉽고 이미 설치된 원자로 용기에도 쉽게 부착할 수 있다.

Claims (5)

  1. 피가열유체가 흐르는 연료영역 상부에 구획되어 형성됨과 동시에, 원자로 용기의 측부에 구비된 복수의 출구노즐에 유체 연결소통하는 상부 플리넘에 있어서, 상부 플리넘내의 상부 코아판상의 연료집합체영역보다 외측이면서 코아조의 내벽에 근접하는 위치에서 단척(短尺)의 유동안정부재가 부착되고, 이 단척의 유동안정부재는, 상부 플리넘내에 부착된 때에, 그의 선단이 출구노즐의 내경의 하단보다 낮게 되어 있는 원자로 용기의 노내 구조물.
  2. 제 1 항에 있어서, 상기 단척의 유동안정부재는 상기 출구노즐의 유출구의 하측에 설치되어 있는 원자로 용기의 노내 구조물.
  3. 제 2 항에 있어서, 상기 단척의 유동안정부재는 상기 출구노즐의 상기 유출구의 중앙 바로 아래 위치에 설치되어 있는 원자로 용기의 노내 구조물.
  4. 제 2 항에 있어서, 상기 단척의 유동안정부재는 인접하는 상기 출구노즐 사이에 설치되어 있는 원자로 용기의 노내 구조물.
  5. 제 3 항 또는 제 4 항에 있어서, 상기 단척의 유동안정부재는 그 상단이 상부 코아판의 상면과 상기 출구노즐의 유출구 하단과의 중간 높이에서 상기 유출구의 상기 하단보다 낮은 높이까지 사이에 위치하는 길이인 원자로 용기의 노내 구조물.
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Families Citing this family (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN1089597C (zh) * 1998-04-01 2002-08-28 王新岭 一种治疗银屑病的中药制剂及其制备方法
US20040096026A1 (en) * 2002-11-18 2004-05-20 Hwang Choe Apparatus and methods for optimizing reactor core coolant flow distributions
WO2008128422A1 (fr) * 2007-04-18 2008-10-30 Jiubin Chen Réacteur nucléaire
JP2012013436A (ja) * 2010-06-29 2012-01-19 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 圧損調節部材設置用工具
EP2654043A4 (en) 2010-12-13 2016-05-11 Toshiba Kk PRESSURE WATER REACTOR
CN103377735B (zh) * 2012-04-27 2016-08-03 上海核工程研究设计院 一种反应堆下部堆内构件
JP6560861B2 (ja) 2014-12-15 2019-08-14 株式会社日立製作所 燃料集合体
CN104882183B (zh) * 2015-04-09 2017-10-24 中国核动力研究设计院 压水堆堆芯流量分区方法
FR3068821B1 (fr) 2017-07-06 2020-08-28 Electricite De France Plot de centrage d'un coeur de centrale nucleaire pour cuves de reacteurs
CN110217948B (zh) * 2019-07-10 2022-07-08 大连民族大学 一种导流筒环流反应器
CN111681786B (zh) * 2020-06-23 2022-12-30 中国科学院上海应用物理研究所 一种反应堆容器的下腔室结构及反应堆容器

Family Cites Families (16)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3623948A (en) * 1968-04-25 1971-11-30 Babcock & Wilcox Co Pressurized-water nuclear reactor
US3660231A (en) * 1968-11-26 1972-05-02 Gen Electric Steam cooled nuclear reactor
US3864209A (en) * 1970-04-21 1975-02-04 Westinghouse Electric Corp Inlet flow oscillation damper for a nuclear reactor
FR2214938B1 (ko) 1973-01-23 1976-05-14 Commissariat Energie Atomique
US4187147A (en) * 1976-02-20 1980-02-05 Westinghouse Electric Corp. Recirculation system for nuclear reactors
JPS5837594A (ja) * 1981-08-31 1983-03-04 株式会社東芝 沸騰水形原子炉の給水スパ−ジヤ
US4788033A (en) * 1983-04-29 1988-11-29 Westinghouse Electric Corp. Calandria
US4793966A (en) * 1983-04-29 1988-12-27 Westinghouse Electric Corp. Nuclear reactor
US4681728A (en) 1985-03-22 1987-07-21 Westinghouse Electric Corp. Nuclear reactor
FR2596563B1 (fr) * 1986-04-01 1990-12-21 Framatome Sa Reacteur nucleaire a guidage d'ecoulement dans les equipements internes superieurs
US4947485A (en) 1989-07-24 1990-08-07 General Electric Company Method for obtaining load-following capability in natural circulation, free-surface separation boiling water reactors
US5106573A (en) 1991-03-11 1992-04-21 General Electric Company BWR Natural steam separator
US5553107A (en) * 1995-01-30 1996-09-03 Westinghouse Electric Corporation Pressurized water reactor vessel with slotted support columns
JPH0972985A (ja) 1995-09-04 1997-03-18 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 竪型熱交換器の被加熱流体混合促進構造
JPH09197087A (ja) 1996-01-12 1997-07-31 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 加圧水型原子炉
JP2971460B1 (ja) * 1998-10-15 1999-11-08 三菱重工業株式会社 原子炉容器内の被加熱流体混合促進構造

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