KR100556142B1 - 가압경수형 원자로용 연료체 - Google Patents

가압경수형 원자로용 연료체 Download PDF

Info

Publication number
KR100556142B1
KR100556142B1 KR1020020056884A KR20020056884A KR100556142B1 KR 100556142 B1 KR100556142 B1 KR 100556142B1 KR 1020020056884 A KR1020020056884 A KR 1020020056884A KR 20020056884 A KR20020056884 A KR 20020056884A KR 100556142 B1 KR100556142 B1 KR 100556142B1
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
fuel
spacer
pressurized water
fuel cell
water reactor
Prior art date
Application number
KR1020020056884A
Other languages
English (en)
Other versions
KR20030025207A (ko
Inventor
노르베르트 슈미트
페터 라우
에리카 헤어촉
Original Assignee
프라마톰 아엔페 게엠베하
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 프라마톰 아엔페 게엠베하 filed Critical 프라마톰 아엔페 게엠베하
Publication of KR20030025207A publication Critical patent/KR20030025207A/ko
Application granted granted Critical
Publication of KR100556142B1 publication Critical patent/KR100556142B1/ko

Links

Images

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
    • G21C3/34Spacer grids
    • 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)
  • Catalysts (AREA)
  • Fuel-Injection Apparatus (AREA)

Abstract

본 발명은 가압경수형 원자로용 연료체에 관한 것이며, 이러한 연료체는, 스페이서(10)의 셀(13) 내에 지지되는 연료봉(9), 제어봉 안내관(12), 그리고 헤드 피스(6) 및 받침대 피스(7)를 구비하며, 헤드 피스(6) 및 받침대 피스(7)에 의해 상부 및 하부 코어 그리드(4,5)에 고정된다. 이러한 연료체(1) 사이의 간극의 크기를 감소시키기 위해, 본 발명에서는, 연료체(1)의 종축 중앙 축선에 대해 방사상 외측에 놓이는 제 1 부재(15), 및 방사상 내측으로 놓이며 제 1 부재에 의해 완전히 둘러싸이는 제 2 부재(16)를 구비한 스페이서(10)를 제안하며, 제 2 부재(16)는 지르칼로이로 이루어지고, 제 1 부재(15)는 금속 재료로 이루어지며, 이러한 금속 재료는 상기 제 1 부재(16)의 지르칼로이에 비해, 보다 높은 열팽창 계수와, 중성자 방사에 의해 야기된 반경 방향으로의 보다 낮은 성장율을 가진다.

Description

가압경수형 원자로용 연료체{FUEL ASSEMBLY FOR A PRESSURIZED WATER REACTOR}
도 1은 원자로 압력 용기의 개략적인 종방향 단면도.
도 2는 비등수형 원자로의 연료체를 도시한 도면.
도 3은 스페이서의 제 1 실시형태의 2개의 부재의 개략적인 사시도.
도 4는 도 3에 도시된 스페이서의 조립된 상태의 개략적인 사시도.
도 5는 스페이서의 다른 실시형태의 2개의 부재의 개략적인 사시도.
도 6은 도 5에 도시된 스페이서의 조립된 상태를 도시한 도면.
도 7은 도 6에 도시된 스페이서의 변형예를 도시한 도면.
도 8은 도 6에 도시된 스페이서의 일부분을 도시한 도면.
도 9는 제어봉 안내관 및 그 안에 배열된 제어봉을 갖춘 스페이서의 일부분의 평면도.
도 10은 본 발명에 따른 연료체들 및 종래의 연료체에 대한 간극 공간 상태를 도시하는 이미지를 도시한 도면.
* 도면의 주요 부분에 대한 부호의 설명 *
1 : 연료체 2 : 원자로 압력 용기
3 : 코어 슈라우드 4,5 : 코어 그리드
6 : 헤드 피스 7 : 받침대 피스
8 : 보어 9 : 연료봉
10 : 스페이서 12 : 제어봉 안내관
13 : 셀 14 : 보스
15a,15b,15c : 방사상 외측 제 1 부재 16a,16b,16c : 내측 제 2 부재
17,24,31 : 엣지 웨브 18 : 내측 웨브
19,25 : 웨브 20 : 방사상으로 확장된 영역
21 : 스프링 22 : 종방향 웨브
23 : 횡방향 웨브 25 : 부분 웨브
26 : 중간 공간 27 : 팽창 웨브
28 : 프레임 29 : (프레임의) 내부측
30 : 종축 방향 32 : 러그
33a,33b : 슬릿 34 : 로딩 간극
35 : 간극 36 : 보상 간극
37 : 확장 간극 38 : 작동 간극
39 : 돌출부
본 발명은 가압경수형 원자로용 연료체에 관한 것이다. 연료체의 연료봉 다발(bundle)을 측면으로 고정시키기 위해, 연료봉의 길이에 걸쳐 복수의 스페이서가 분포된다. 연료체는 하부측에 받침대 피스(foot piece)를 가지며, 상부측에 연료봉이 지지되어 있다. 연료체의 정상부에는 헤드 피스(head piece)가 존재한다. 연료체들이 원자로 압력 용기 내에 설치된다면, 이들 연료체들은 하부 코어 그리드(upper core grid)와 상부 코어 그리드 사이에 정렬되고, 받침대 피스와 헤드 피스의 보어(bore) 내에 결합되는 고정 핀(fixing pin)이 상부 및 하부 코어 그리드로부터 돌출된다. 이들 코어 그리드들 및 헤드 피스 및 받침대 피스는 통상 오스테나이트계 강(austenitic steel)으로 제조된다. 스페이서(spacers)의 경우에는 주로 2가지의 재료 즉, 역시 오스테나이트계 강과 지르칼로이(Zircaloy)가 사용되는데, 지르칼로이는 주성분으로서의 지르코늄 외에 주석(tin), 철, 크롬 및 선택적으로 니켈을 함유하는 합금이다. 오스테나이트 강은 비교적 높은 중성자 흡수율을 갖기 때문에, 일반적으로 지르칼로이로 제조된 스페이서가 사용된다. 이들 2가지의 재료들은 열팽창이 서로 상이하다. 지르칼로이의 열팽창 계수는 대략 5×10-6 mm/mm℃인 반면, 오스테나이트계 강의 열팽창 계수는 18×10-6 mm/mm℃이다. 따라서, 작동 중에, 스페이서가 수평 및 반경 방향으로 코어 그리드들 보다 덜 팽창되므로, 작동 온도로 가열되면 개개의 연료체들 사이에 존재하는 간극 공간(gap space)은 크기가 증가된다. 특히 이러한 경우, 예컨대 비균일한 압력 조건에 의해 발생된 연료체의 횡적 휨(lateral bending)에 대한 자유도(degree of freedom)가 증가된다는 단점이 있다. 이것은 개별의 연료체의 휨 뿐만 아니라, 한 스포크(spoke) 상의 모든 연료체의 휨 즉, 코어 슈라우드(core shroud)의 내벽 내부의 라인에 배열된 모든 연료체들의 휨을 야기할 수 있기 때문에, 연료체의 중앙 영역에서는 확장된 간극 공간(cumulative increased gap spaces)이 추가됨으로써 설정 위치로부터 10 내지 20mm의 편차(deviations)가 발생할 수 있다. 이러한 방법으로 변형된 연료체에서는, 안내관 안으로 제어봉을 이동시키기가 어렵고, 경우에 따라서는 원자로의 비상 차단이 지연될 수도 있다. 또한, 원래 존재했던 완화 상태가 변화하여, 바람직하지 못한 출력 변동이 야기된다.
연료체에 대한 휨의 자유도는 스페이서와 코어 그리드 사이의 상이한 열팽창에 의해서 뿐만 아니라, 다른 2가지 효과에 의해서도 증가된다. 원자로의 안전한 로딩(loading) 및 언로딩(unloading)을 위해, 연료체들 사이에 약 1mm의 로딩 간극이 요구된다. 즉, 스페이서의 엣지 길이 또는 스페이서 피치(spacer pitch)가 코어 그리드들의 피치 보다 로딩 간극만큼 더 작다. 간극의 크기를 증가시키는 다른 효과는 중성자 방사(neutron irradiation) 하에서 성장하는 지르칼로이의 특성에서 기인한다. 이러한 성장은 방사상 외측을 향해 진행될 수도 있어서, 스페이서는 시작 단계에서 보다 연장된 중성자 조사 후에 더 큰 피치를 가진다. 연장된 작동 기간 후에, 작동 상태에서의 상이한 열팽창 계수에 근거한 간극 공간의 확장이 부분적으로 보상될 지라도, 냉각된 언로딩 상태의 원자로에서, 방사상으로 성장된 스페이서는 로딩 간극의 크기를 감소시키고, 교환될 연료체들을 제거하는 것을 어렵게 만들 수 있다. 이를 피하기 위해, 이들 성장에 상응하는 피치의 감소를 가지는 스페이서가 처음부터 제공된다. 따라서, 새로운 연료체의 스페이서의 피치의 감소 는, 아직 스페이서의 현저한 성장이 일어나지 않은 초기 작동 단계에서, 연료체 사이에 존재하는 간극 공간의 크기를 증가시키게 된다.
여기까지는, 전술한 문제점들을 해결하기 위해 연료체 구조가 가능한 한 휨에 강한 특성을 갖도록 하는 방향이 고려되었다. 특히, 제어봉 안내관의 벽 두께가 증가되었고, 안내관과 스페이서 사이의 연결부가 강화되었다.
본 발명의 목적은 연료체 구조의 보강 조치없이도 원자로 압력 용기 내에 설치되는 연료체 사이에 존재하는 간극 공간의 크기의 증가를 방지하는 스페이서를 가지는 연료체를 제공하는 것이다.
이러한 목적은 청구범위 제 1 항의 특징을 가지는 연료체에 의해 달성된다. 제 1 항에 따르면, 바람직하게 연료체의 중앙 영역 내에 위치하는 하나 이상의 스페이서는 연료체의 종축 방향 중앙축에 대해 방사상 외측에 놓이는, 금속 재료로 이루어진 제 1 부재와, 방사상 내측에 놓이는, 지르칼로이로 이루어진 제 2 부재로 형성되는데, 이러한 금속 재료는 지르칼로이와 비교할 때, 중성자 방사에 의해 야기되는 반경 방향으로의 보다 낮은 성장율과 보다 높은 열팽창 계수를 가진다. 전체적으로 지르칼로이로 이루어지는 종래의 스페이서와 비교해 볼 때, 제안된 구성에서, 외측에 놓이는 제 1 스페이서 부재는 작동 온도로 가열되면 보다 크게 팽창되며, 그 결과 스페이서와 코어 그리드 사이의 열팽창의 차이가 종래의 구성에 비해 감소된다. 제 1 부재의 재료의 팽창 계수가 코어 그리드 재료의 열팽창 계수에 보다 가까워질 수록, 이러한 감소가 더욱 명백하게 나타난다. 초기부터 제 1 부재와 제 2 부재 사이에 일정한 간극이 없다면, 이러한 유형의 간극은 외측 부재의 열팽창이 보다 큼으로써 형성된다. 따라서, 중성자 방사에 의해 야기된 내측 부재의 방사상 성장은 외측 부재의 임의의 방사상 확장없이 가능하다. 따라서, 내측 부재의 성장은 스페이서의 피치에 아무런 영향도 미치지 않는다. 그러므로, 새로운 연료체의 경우, 연료체들 사이의 간극 공간을 확장시키며 성장 보상의 성격을 갖는 스페이서 피치의 감소는 불필요하다. 따라서, 연료체들 사이의 초기의 간극 공간은 따라서 로딩 간극에 한정될 수 있다. 이 경우, 코어 그리드들과 스페이서의 외측 부재 사이의 열팽창 차이만이 간극 공간의 크기를 증가시키는데 영향을 준다. 그러나, 스페이서의 외측 부재가 코어 그리드들과 동일한 재료 즉, 오스테나이트계 강으로 이루어진다면, 가열로 인한 간극 공간 확장 정도가 감소된다. 따라서, 연료체들 사이의 간극 공간은 작동 온도에서조차 거의 로딩 간극으로 한정된다.
변경된 바람직한 제 1 실시형태에서, 제 1 및 제 2 부재는 서로 고정적으로 연결되어 있지 않은 개별의 부재이다. 외측 부재가 방사상 외부 제어봉 안내관에 고정되는 것을 보장하기 위해, 외부 부재의 내측에 이러한 목적을 위해 제공되는 개별 셀이 배열된다. 이후, 제 2 부재는 보다 안쪽으로 놓이는 제어봉 안내관에 고정된다. 2개의 부재 사이를 연결할 필요는 없다.
바람직한 제 2 실시형태에서, 제 2 부재는 서로 십자형으로 맞물리는 웨브들로 형성되며, 이들 웨브 중 다수는 축방향으로 서로 분리되어 있는 즉, 전체 웨브 길이에 걸쳐 연장되는 빈 중간 공간이 사이에 있는 2개의 부분 웨브로 이루어진다. 이들 중간 공간에는 각각, 제 1 부재의 재료로 이루어지는 팽창 웨브가 배치되고, 이 팽창 웨브의 단부들은 제 1 부재의 내측에 고정된다. 이러한 구성에 의해, 제 1 부재는 제 2 부재와 기계적으로 연결된다. 팽창 웨브는 그들과 부분 웨브 사이에서의 상대 이동이 가능할 정도의 크기를 가진다. 작동 온도로 가열되면, 팽창 웨브 및 이러한 팽창 웨브에 연결된 제 1 부재가 팽창해서, 코어 그리드의 열팽창에 의해 야기된 연료체들 사이의 간극 확장이 적어도 부분적으로 보상된다. 제 1 부재를 위해 가능한 한 낮은 중성자 흡수률(neutron absorption)을 가지는 재료, 특히 오스테나이트계 강을 사용하기 위해, 제 1 부재는 엣지 웨브만으로 형성된 프레임인 것이 바람직하다. 이러한 프레임이 제 2 부재의 그리드 안으로 섞여짜이는 팽창 웨브를 통해 프레임이 제 2 부재에 연결되지만, 스페이서의 기계적 안정성을 보다 증가시키기 위해, 부분 웨브들과 웨브들 중 일부의 단부 영역은 각각의 엣지 웨브의 종방향으로 작용하는 형상 결합 연결(positively locking connection)에 의해 측면 기울어짐에 대항하여 제 1 부재에 고정된다. 웨브들 또는 부분 웨브들과 프레임 사이의 이러한 유형의 연결은 웨브들의 종방향으로 웨브들 또는 부분 웨브들과 프레임 사이의 상대 이동을 허용한다. 따라서, 프레임은 작동 온도로 가열되면 방해없이 팽창될 수 있다.
이제, 첨부 도면에 도시된 예시적인 실시예를 참조하여 본 발명을 보다 상세히 설명한다.
도 1에서 알 수 있는 바와 같이, 비등수형 원자로의 연료체(1)는 원자로 압력 용기(2) 내의 상부 코어 그리드(4)와 하부 코어 그리드(5) 사이에 정렬된 코어 슈라우드(3) 내부에 정렬되어 있다. 연료체들의 상부측에는 헤드 피스(6)가 있고, 연료체들의 바닥측에는 받침대 피스(7)가 있으며, 서로 이격되어 있는 연료체의 단부측은 코너에 4개의 보어(8)를 가진다(도 2). 코어 그리드(4,5)로부터 돌출해 있는 센터링 핀(도시 안함)은 대각선으로 마주하는 2개의 보어(8) 안으로 돌출해 있다. 연료체(1) 또는 연료-봉 다발(bundle)의 연료봉(9)은 스페이서(10)에 의해 횡적으로 고정되어 있다. 이러한 연료체는 또한 복수의 제어봉 안내관(12)을 포함한다. 스페이서(10)와 연료체(1)의 전체 외형은 단면이 거의 정방형인데, 예컨대 도 2에 도시된 바와 같은 18×18, 도 3에 도시된 바와 같은 9×9의 다수의 셀(13)을 구비하고, 이러한 셀(13)을 연료봉(9) 및 제어봉 안내관(12)이 관통한다. 연료봉(9)을 고정시키도록 셀(13)의 벽으로부터 내부를 향해 보스(bosses; 14) 및 스프링(21)이 돌출해 있다(도 9).
도 3 내지 도 7에 도시된 스페이서(10a,10b,10c)는 2개의 상이한 부재 즉, 방사상 외측 제 1 부재(15a,15b,15c) 및 이러한 제 1 부재로 둘러싸인 내측 부재(16a,16b,16c)를 구비한다. 제 1 부재는 오스테나이트계 강(austenitic steel)과 같이 코어 그리드(4,5)와 동일한 재료로 제조되며, 제 2 부재는 지르칼로이(Zircaloy)로 제조된다. 모든 스페이서에 있어서, 셀(13)은 단면이 거의 정방형이다.
스페이서(10a)(도 3 및 도 4)의 경우에, 제 1 부재(15a)는 사각형을 형성하는 한 줄의 셀로 형성되어 있다. 제 1 부재(15a)는 외측 상에서 4개의 엣지 웨브(edge webs; 17)에 의해 한정되며 내측 상에서는 4개의 내측 웨브(18)에 의해 한정된다. 셀(13) 사이의 구획(partition)은 웨브(19)에 의해 형성되는데, 각각의 웨브(19)의 경우 2개의 상호 연관된 엣지 웨브(17) 및 내측 웨브(18)로 직각으로 연장된다. 제 1 부재(15a)의 내측 코너의 각각에 셀(13')이 배치되며, 이러한 셀(13')에 의해 제 1 부재(15a)가 4개의 제어봉 안내관(12)에 고정된다(각각의 경우, 이들 중 하나 만을 도 3 및 도 4에서 볼 수 있다). 이를 위해, 셀(13') 및/또는 이들 셀을 둘러싸는 웨브와 함께 축방향 작용 언더컷(axially active undercut)을 형성하는 방사상으로 확장된 영역(20)이 제어봉 안내관(12)에 제공된다. 스페이서(10a)의 제 2 부재(16a)는 각각의 경우에 6개의 종방향 웨브(22) 및 6개의 횡방향 웨브(23)로 이루어지며, 이들 웨브들은 십자형으로 서로 결합되어 있으며, 그 길이는 7개의 셀의 폭과 대응된다. 종방향 웨브(22) 및 횡방향 웨브(23)보다 2개 셀의 폭만큼 짧은 엣지 웨브(24)가 웨브들(22,23)의 단부 엣지와 결합되어 있다. 전반적으로, 제 1 부재(15a)의 내부 공간을 채우는 구조체가 생성된다. 이들 2개의 부재(15a,16a)는 서로 기밀하게 또는 작은 간극(clearance)을 갖도록 배치될 수도 있다.
도 5 및 도 6에 도시된 스페이서(10b)의 경우에, 내측 부재(16b)는 도 3 및 도 4에 도시된 예시적인 실시예와 유사하게, 지르칼로이로 제조되어 서로 십자형으로 결합된 웨브(25)로 이루어져 있다. 이러한 웨브(25)는 모두 동일한 길이를 가지기 때문에, 내측 부재(16b)의 단면은 거의 정방형이다. 각 경우에, 2개의 부분 웨브(25a)에 의해 2개의 중앙 웨브 및 2개의 외측 웨브가 형성되고, 이들 부분 웨브(25a) 사이에는 중간 공간(intermediate space; 26)이 남겨진다. 오스테나이트계 강으로 제조된 팽창 웨브(27)가 각각 이러한 중간 공간(26) 안으로 끼워지고, 팽창 웨브(27)의 단부측들은 제 1 부재(15b)와 납땜된다. 제 1 부재 또는 외측 부재(15b)는 엣지 웨브(31)로부터 형성된 프레임(28)이며, 이러한 프레임(28)은 설치된 상태에서(도 6)는 내측 제 2 부재(16b)를 둘러싼다. 팽창 웨브(27)는 부분 웨브(25)와 동일한 길이일 수 있으며, 또는 이들 웨브들 보다 약간 더 길 수도 있다. 후자의 경우에, 부분 웨브(25)의 단부 엣지와 프레임(28)의 내부측(29) 사이에는 작은 간극이 존재한다. 스페이서(10b)의 안정성을 향상시키기 위해, 팽창 웨브(27)의 단부 영역은, 프레임(28)의 각각의 엣지 웨브(31)의 종축 방향(30)으로 작용하는 형상 결합 연결(positively locking connection)에 의해 측면 기울어짐(lateral tilting)에 대항해서 제 1 부재(15b) 상에 고정될 수 있다. 이것은 예컨대 하나 이상의 러그(lugs; 32)에 의해 달성될 수 있는데, 이러한 러그(32)는 모두 또는 일부분의 웨브(25,25a)의 단부 엣지 상에 일체로 형성되고, 프레임(28) 내의 상응하게 구성된 슬릿(33) 안으로 연장된다. 러그(32)와, 슬릿(33)의 엣지 사이에는 간극이 존재해서, 가열될 때 프레임(28)이 장애없이 팽창될 수 있다. 또한, 웨브(25)에 서로로부터 이격되어 있는 2개의 러그(32a), 또는 웨브(25)의 비교적 큰 높이 범위 이상으로 연장되는 하나의 러그(32b)가 웨브(25) 상에 존재하는 것을 생각할 수 있으며, 이들 러그들은 프레임(28) 내의 상응하게 구성된 슬릿(33a,33b)과 상호작용한다. 제 2 부재(16b)와 프레임(28) 사이의 형상 결합 연결을 위한 다른 방법이 도 8에 도시되어 있다. 프레임(28)의 내부측(29)에 웨브 종축 방향(30)으로 서로 이격된 돌출부(39)가 제공되며, 이 돌출부(39)는 서로에 대해 간극을 갖는, 단일-부분 웨브(single-part web; 25)의 단부-엣지를 둘러싼다. 이러한 간극은 프레임(28)이 방해없이 팽창할 수 있게 한다. 도 8에 도시된 실시예에서, 돌출부들은 프레임(28)의 상부 및 하부 엣지의 영역 내에 위치하며, 스탬핑(stamping) 및 후속하는 내측 굽힘에 의해 생성된다.
원자로 압력 용기(2) 또는 코어 슈라우드(3)에 연료체(1)를 로딩하는 동안, 연료체들 사이의 안전한 로딩(loading) 및 연속하는 언로딩(unloading)을 보장하기 위해, 약 1mm의 소위 로딩 간극(loading gap; 34)(도 10)이 필요하다. 종래의 지르칼로이 스페이서가 사용되는 경우에는 중성자 조사에 의해 그 재료가 성장(growth)하기 때문에 이러한 로딩 간극의 크기가 감소될 것이다. 제조 조건에 대해, 이러한 성장은 스페이서의 웨브의 종축 방향으로 발생한다. 즉, 상기 스페이서가 확장된다. 따라서, 연장된 작동 기간 후에 연료체가 교체될 필요가 있다면, 로딩 간극(34)의 크기는 스페이서의 재료 성장에 상응하는 양만큼 감소된다. 이러한 재료 성장은 현재 스페이서(10,10')의 상응하게 감소된 피치(pitch)(또는 엣지 길이)에 따라 대개 시작부터 고려된다. 따라서, 로딩 시에, 인접하는 종래의 2개의 스페이서(10,10') 사이에는 재료 성장을 고려한 보상 간극(36)과 필요한 로딩 간극(34)으로 이루어지는 간극(35)이 존재한다. 간극 공간 상태를 비례에 맞게 표현하지 않은 도 10에서, 스페이서(10')로부터 스페이서(10)까지 상응하는 거리가 점선(40)으로 도시되어 있다. 점선(41)은 간극 공간이 로딩 간극(34)에 한정되지 않은 상태에서의 스페이서(10')의 위치를 나타낸다. 작동 중에는 250℃의 영역에서의 온도가 지배적이다. 작동 온도로 가열하는 동안, 연료체(10)를 포함하는 코어 그리드(4,5) 및 코어 슈라우드(3)가 팽창된다. 코어 그리드(4,5)와 종래의 스페이서간의 열팽창이 상이하기 때문에, 즉 오스테나이트계 강은 대략 18×10-6 mm/mm℃의 열팽창 계수를 가지는 반면, 지르칼로이는 5×10-6 mm/mm℃만의 열팽창 계수를 가지기 때문에, 로딩 상태에 있는 간극(35)은 확장 간극(37)만큼 다시 증가된다. 따라서, 상술한 고온에서 존재하는 작동 간극(38)은 로딩 간극(34)보다 훨씬 더 크다. 코어 슈라우드(3)의 벽들 사이에서 선형으로 연장되는 한 줄의 또는 스포크의 연료체 또는 전체 연료체 배열이 예컨대, 상당히 높은 유속으로 유동하는 냉각수 내의 압력차로 인해 한쪽에 하중이 가해지면, 개개의 연료체는 이들 사이에 존재하는 비교적 넓은 간극(38)으로 인해 휘어질 수 있으며, 이때 누적 효과(cumulative effects)의 결과로 10 내지 20mm의 간극 공간이 형성될 수 있다. 이러한 경우, 대응하는 영역에서 연료봉을 둘러싸는 물의 양이 증가되어, 완화(moderation)가 증대되고, 그에 상응하게 출력이 증가된다는 단점이 있다. 그러나, 출력의 이러한 증가는 연료봉의 설계시 고려되지 않고, 결과적으로, 전술한 영역 내에 비등 전이 출력(boiling transition output)의 초과 위험이 존재한다. 또 다른 단점은, 상당한 휨(bending)으로 인해 제어봉이 그들이 안내관 안으로 이동하지 못 하게 되어, 원자로의 비상 정지가 지연된다는 것이다. 상술한 스페이서가 장착되어 있는 연료체의 경우, 이러한 유형의 휨은 감소되는 쪽으로만 가능하다. 스페이서(10)의 방사상 외측 부재가 오스테나이트계 강의 코어 그리드(4,5)로 제조된다는 사실은, 방사상 외측 부재가 가열될 때 코어 그리드(4,5)와 동일한 정도로 수평으로 팽창된다는 것을 의미한다. 따라서, 확장 간극(37)은 완전히 지르칼로이로 이루어지는 스페이서를 갖춘 종래의 구성과 비교할 때 크기가 감소된다. 오스테나이트계 강이 지르칼로이보다 큰 중성자 흡수률(neutron absorption)을 가짐에 따라 중성자 효율적인 사용(neutron economy)을 악화시킨다는 단점은, 해당 스페이서가 연료체들의 중앙 영역 내에만 사용됨으로써 경감될 수 있다. 오히려 상기 영역에서는 이러한 유형의 단일 스페이서가 충분할 수도 있다.
스페이서의 내측 제 2 부재(16a,16b)에서 여전히 재료 성장이 나타난다 하더라도, 이것은 각각의 연료체 자체에만 영향을 준다. 이는 내측 부재(16a,16b)가 내측 부재(16a, 16b)와 외측 부재(15a,15b) 사이에 적어도 작동 상태에 있는 간극 안으로 방사상 또는 수평 방향으로 성장하기 때문이다. 이러한 유형의 간극이 초기부터 제공되지 않는다면, 상기 간극은 오스테나이트계 강으로 이루어지는 외측 부재(15a,15b)가 내측 부재(16a,16b)보다 더 크게 확장되는 결과로서 형성된다. 따라서, 전반적으로, 작동 상태에서 존재하는 간극 공간이 거의 로딩 간극(34)으로 제한된다. 그러므로, 연료체 또는 전체 열의 연료체들의 휨은 종래의 구성에 비해 보다 적게만 가능하다.
본 발명에 따른 연료체는 연료체 구조에 대한 보강 조치없이도 원자로 압력 용기 내에 설치되는 연료체 사이에 존재하는 간극 공간의 확장을 방지하는 스페이서를 구비함으로써, 로딩 간극의 크기의 감소를 방지하고, 교환될 연료체들을 용이하게 제거할 수 있게 한다.

Claims (8)

  1. 스페이서(10)의 셀(13) 내에서 측면으로 지지되는 연료봉(9)과 제어봉 안내관(12)과, 그리고 헤드 피스(6) 및 받침대 피스(7)를 구비하며, 상기 헤드 피스(6) 및 상기 받침대 피스(7)에 의해 원자로 압력 용기 내부에서 상부 및 하부 코어 그리드(4,5)에 각각 고정되는 가압경수형 원자로용 연료체에 있어서,
    하나 이상의 스페이서(10)는, 상기 연료체의 종축 중앙 축선에 대해 방사상 외측 상에 놓이는 제 1 부재(15), 및 방사상 내측으로 놓이며 상기 제 1 부재에 의해 완전히 둘러싸이는 제 2 부재(16)를 구비하며, 상기 제 2 부재(16)는 지르칼로이로 이루어지고, 상기 제 1 부재(15)는 금속 재료로 이루어지며, 상기 금속 재료는 상기 제 2 부재(16)의 지르칼로이와 비교해서, 높은 열팽창 계수와, 중성자 방사에 의해 야기된 반경 방향으로의 낮은 성장률을 가지며, 상기 제 1 부재(15) 및 상기 제 2 부재(16)는 서로 고정적으로 연결되어 있지 않은 개별 부재인 것을 특징으로 하는,
    가압경수형 원자로용 연료체.
  2. 제 1 항에 있어서,
    상기 제 1 부재(15)는 상기 코어 그리드(4,5)와 동일한 재료로 이루어지는 것을 특징으로 하는,
    가압경수형 원자로용 연료체.
  3. 제 1 항 또는 제 2 항에 있어서,
    상기 제 1 부재(15)는 오스테나이트계 강으로 이루어지는 것을 특징으로 하는,
    가압경수형 원자로용 연료체.
  4. 제 1 항 또는 제 2 항에 있어서,
    하나 이상의 스페이서(10)는 상기 연료체의 중앙 영역에 배열되어 있는 것을 특징으로 하는,
    가압경수형 원자로용 연료체.
  5. 제 1 항 또는 제 2 항에 있어서,
    상기 제 1 및 제 2 부재는 분리된 부재이며, 상기 제 1 부재(15a)의 내측 상에는 방사상 외측 제어봉 안내관에 축방향으로 각각 고정되는 개별의 셀(13')이 배열되어 있는 것을 특징으로 하는,
    가압경수형 원자로용 연료체.
  6. 제 1 항 또는 제 2 항에 있어서,
    상기 제 2 부재(16b)는 서로 십자형으로 맞물리는 웨브(25)들로 형성되고, 상기 웨브들 중 다수는 전체 웨브 길이에 걸쳐 연장되는 빈 공간(26)이 사이에 있는 2개의 부분 웨브(25a)들로 이루어지며, 상기 공간(26)에는 제 1 부재(15b)의 재료로 이루어지는 팽창 웨브(27)가 배치되고, 상기 팽창 웨브(27)의 단부들은 상기 제 1 부분(15b)의 내측(29)에 고정되는 것을 특징으로 하는,
    가압경수형 원자로용 연료체.
  7. 제 6 항에 있어서,
    상기 제 1 부재(15b)는 엣지 웨브로 형성된 프레임(28)인 것을 특징으로 하는,
    가압경수형 원자로용 연료체.
  8. 제 7 항에 있어서,
    상기 웨브(25)들 중 적어도 일부와 상기 부분 웨브(25a)의 단부 영역은 각각의 엣지 웨브의 종축 방향(30)으로 작용하는 형상 결합 연결에 의해 측면 기울어짐에 대항해서 상기 제 1 부재(15c)에 고정되는 것을 특징으로 하는,
    가압경수형 원자로용 연료체.
KR1020020056884A 2001-09-19 2002-09-18 가압경수형 원자로용 연료체 KR100556142B1 (ko)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
DE10146128.3 2001-09-19
DE10146128A DE10146128B4 (de) 2001-09-19 2001-09-19 Brennelement für einen Druckwasserreaktor

Publications (2)

Publication Number Publication Date
KR20030025207A KR20030025207A (ko) 2003-03-28
KR100556142B1 true KR100556142B1 (ko) 2006-03-06

Family

ID=7699523

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1020020056884A KR100556142B1 (ko) 2001-09-19 2002-09-18 가압경수형 원자로용 연료체

Country Status (9)

Country Link
US (1) US6744842B2 (ko)
EP (1) EP1298674B1 (ko)
JP (1) JP3723165B2 (ko)
KR (1) KR100556142B1 (ko)
CN (1) CN1180436C (ko)
AT (1) ATE402474T1 (ko)
DE (2) DE10146128B4 (ko)
ES (1) ES2311041T3 (ko)
TW (1) TW571320B (ko)

Families Citing this family (16)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
DE10334580B3 (de) * 2003-07-28 2005-03-17 Framatome Anp Gmbh Brennelement für einen Druckwasserkernreaktor
FR2860334B1 (fr) * 2003-09-30 2007-12-07 Framatome Anp Assemblage de combustible nucleaire comprenant un dispositif maille de renfort et utilisation d'un tel dispositif dans un assemblage de combustible nucleaire
DE102005020292B3 (de) * 2005-04-30 2006-09-21 Areva Np Gmbh Brennelement für einen Druckwasserreaktor
DE102005035486B3 (de) * 2005-07-26 2007-02-22 Areva Np Gmbh Brennelement für einen Druckwasserkernreaktor
FR2909798A1 (fr) * 2006-12-11 2008-06-13 Areva Np Sas Procede de conception d'un assemblage de combustible optimise en fonction des contraintes d'utilisation en reacteur nucleaire a eau legere,et assemblage de combustible en resultant.
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
KR101515116B1 (ko) 2007-12-26 2015-04-24 토륨 파워 인코포레이티드 원자로(대용물), 원자로(대용물)를 위한 드라이버-브리딩 모듈들로 구성된 연료 집합체 및 연료 집합체용 연료 요소
EP2146352B1 (de) * 2008-06-19 2014-01-08 Cci Ag Lagergestell zum Lagern nuklearer Brennelemente
HUE052242T2 (hu) 2008-12-25 2021-04-28 Thorium Power Inc Üzemanyag-szerelvény könnyûvízi atomreaktorhoz
WO2011143172A1 (en) 2010-05-11 2011-11-17 Thorium Power, Inc. Fuel assembly with metal fuel alloy kernel and method of manufacturing thereof
US10170207B2 (en) 2013-05-10 2019-01-01 Thorium Power, Inc. Fuel assembly
US10192644B2 (en) 2010-05-11 2019-01-29 Lightbridge Corporation Fuel assembly
CN103077752A (zh) * 2013-01-13 2013-05-01 中国科学院合肥物质科学研究院 一种液态重金属冷却反应堆用燃料组件及固定方法
CN108206061A (zh) * 2017-12-01 2018-06-26 肇庆鼎湖檀树电子科技有限公司 核电发电装置
CN113450931B (zh) * 2021-04-12 2022-10-28 中广核研究院有限公司 燃料组件定位格架、燃料组件及堆芯
CN117616513A (zh) * 2021-07-13 2024-02-27 中广核研究院有限公司 定位格架及燃料组件

Family Cites Families (20)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
NL297401A (ko) * 1962-09-05 1900-01-01
US3423287A (en) * 1965-09-21 1969-01-21 Combustion Eng Nuclear reactor fuel element support
US3607640A (en) * 1968-06-24 1971-09-21 Combustion Eng Perimeter strip for a nuclear reactor fuel assembly support grid
US3715275A (en) * 1970-03-02 1973-02-06 Combustion Eng Bimetallic spacer grid arrangement
US3820225A (en) * 1970-06-01 1974-06-28 Continental Oil Co Method of assembling nuclear reactor fuel element spacer assembly
DE2111349A1 (de) * 1971-03-10 1972-09-28 Siemens Ag Kernreaktorbrennelement
BE794919A (fr) * 1972-02-04 1973-08-02 Exxon Nuclear Co Inc Dispositif espaceur pour reacteur nucleaire
US4059483A (en) * 1975-12-05 1977-11-22 Combustion Engineering, Inc. Nuclear fuel assembly seismic amplitude limiter
US4058436A (en) * 1975-12-05 1977-11-15 Combustion Engineering Inc. Nuclear reactor seismic fuel assembly grid
US4135972A (en) * 1976-03-29 1979-01-23 Combustion Engineering, Inc. Nuclear reactor spacer assembly
US4295935A (en) * 1979-03-29 1981-10-20 Combustion Engineering, Inc. Bimetallic spacer means for a nuclear fuel assembly
US4325786A (en) * 1979-11-29 1982-04-20 Combustion Engineering, Inc. Spacer grid for reducing bowing in a nuclear fuel assembly
US4418036A (en) * 1980-12-16 1983-11-29 Westinghouse Electric Corp. Fuel assembly for a nuclear reactor
US4547335A (en) * 1981-02-10 1985-10-15 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Fuel rod support grid
US4521374A (en) * 1982-09-01 1985-06-04 Westinghouse Electric Corp. Fuel grid with sleeves welded in notched grid straps
US5085827A (en) * 1989-12-27 1992-02-04 General Electric Company Nuclear fuel assembly spacer and loop spring with enhanced flexibility
US5209899A (en) * 1990-10-25 1993-05-11 General Electric Company Composite spacer with inconel grid and zircaloy band
US5089221A (en) * 1990-10-25 1992-02-18 General Electric Company Composite spacer with Inconel grid and Zircaloy band
US5267291A (en) * 1992-02-21 1993-11-30 General Electric Company Spacer band with optimized fuel bundle to channel clearance in a boiling water reactor
US5434898A (en) * 1994-03-14 1995-07-18 Siemens Power Corporation Nuclear fuel assembly

Also Published As

Publication number Publication date
EP1298674A2 (de) 2003-04-02
ATE402474T1 (de) 2008-08-15
DE50212528D1 (de) 2008-09-04
JP2003107180A (ja) 2003-04-09
US6744842B2 (en) 2004-06-01
US20030053583A1 (en) 2003-03-20
JP3723165B2 (ja) 2005-12-07
DE10146128B4 (de) 2005-03-03
CN1180436C (zh) 2004-12-15
EP1298674B1 (de) 2008-07-23
TW571320B (en) 2004-01-11
ES2311041T3 (es) 2009-02-01
EP1298674A3 (de) 2007-10-10
CN1405787A (zh) 2003-03-26
KR20030025207A (ko) 2003-03-28
DE10146128A1 (de) 2003-04-03

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR100556142B1 (ko) 가압경수형 원자로용 연료체
US4576786A (en) Partial grid for a nuclear reactor fuel assembly
US4325786A (en) Spacer grid for reducing bowing in a nuclear fuel assembly
KR830001636B1 (ko) 핵 연료 집합체의 바이메탈 스페이서 장치
US6400788B1 (en) Fuel assembly
US5272741A (en) Nuclear fuel assembly
JPH0310196A (ja) 燃料要素支持グリッド
KR860000966B1 (ko) 원자로 연료 조립체용 힘 방지 그리드
US5787140A (en) Handle assembly and channel for a nuclear reactor fuel bundle assembly
US4110160A (en) Fuel assembly spacer within the coolant duct
JPS5813875B2 (ja) 原子炉
US5809101A (en) Handle unit for a fuel assembly in a nuclear reactor and fuel assembly having modified channel
JP4282676B2 (ja) 原子炉の炉心
JP2791132B2 (ja) 燃料集合体
RU2152086C1 (ru) Дистанционирующая решетка
KR102601294B1 (ko) 무교체 핵연료 집합체
JP4397007B2 (ja) 沸騰水型原子炉用燃料集合体
JP3761290B2 (ja) 燃料集合体
JP5211356B2 (ja) 燃料スペーサ及び燃料集合体
JPS6247116Y2 (ko)
JPH05256971A (ja) 燃料スペーサ及び燃料集合体
JPH05323073A (ja) 燃料集合体及び燃料集合体用スペーサ
US20110103539A1 (en) Resilient spacer for fuel rods of nuclear reactors
JPH06174876A (ja) 燃料集合体
JP3012687B2 (ja) 燃料集合体

Legal Events

Date Code Title Description
A201 Request for examination
E902 Notification of reason for refusal
E90F Notification of reason for final refusal
E701 Decision to grant or registration of patent right
GRNT Written decision to grant
FPAY Annual fee payment

Payment date: 20100212

Year of fee payment: 5

LAPS Lapse due to unpaid annual fee