KR100727503B1 - Critical Power Enhancement System for A Pressurized Fuel Channel Type Nuclear Reactor Using Alignment of Fuel Bundle Pairs - Google Patents
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Abstract
복수의 상기 핵연료 채널 집합체, 각각의 상기 핵연료 채널 집합체 내로의 핵연료 다발들의 삽입 및 제거에 의해 가동 상태에서 핵연료를 재공급받도록 구성된 가압 핵연료 채널형 캔두 원자로에 대하여 임계 채널 출력(CCP) 향상 시스템이 제공된다. 정렬된 핵연료 요소들을 갖는 쌍들 내로 핵연료 다발들을 상호 연결하기 위한 수단이 제공되고, 이에 의하여 핵연료 채널 내의 수압 저항을 감소시키고 CCP를 향상시킨다. 상호 연결 수단은, 다발들이 원자로 내에 체재하는 시간 동안 매우 높은 냉각제 질량 유속에 노출된 핵연료 다발들의 지속적인 요동 및 진동으로 인해서 그리고 핵연료 공급 작동시 서로에 대해 충격을 주는 다발들로 인해서 쌍을 이룬 다발들이 오정렬 되는 것을 방지한다.A critical channel output (CCP) enhancement system is provided for a pressurized fuel channel candual reactor configured to be resupplied in operation by inserting and removing a plurality of said fuel channel assemblies and fuel bundles into each said fuel channel assembly. do. Means are provided for interconnecting fuel bundles into pairs with aligned fuel elements, thereby reducing hydraulic resistance in the fuel channel and improving CCP. The interconnect means means that the bundles are paired due to the constant fluctuations and vibrations of the fuel bundles exposed to very high coolant mass flow rates during the time the bundles stay in the reactor and due to the bundles impacting each other during fuel supply operation. Prevent misalignment.
임계 채널 출력, 원자로, 핵연료 채널, 핵연료 다발 쌍 집합체, 상호연결 수단, 핵연료 다발, 단부 플레이트Critical channel output, reactor, fuel channel, fuel bundle pair assembly, interconnect means, fuel bundle, end plate
Description
본 발명은, 핵연료 채널의 수압 저항을 감소시켜 핵연료 다발의 임계 열유속을 개선시키는, 가압 핵연료 채널형 원자로를 위한 임계 출력 향상 시스템에 관한 것이다.The present invention relates to a critical power enhancement system for pressurized fuel channel reactors that reduces the hydraulic resistance of the fuel channel to improve the critical heat flux of the fuel bundle.
캔두(CANDU; 등록상표) 원자로는 가압 핵연료 채널형 원자로의 일예이다. 이는 대략 400개의 수평으로 지향된 압력관들을 포함하고, 각각의 압력관은 핵연료 채널을 형성한다. 각각의 핵연료 채널은 상기 압력관 내에서 단부끼리 연결되어 종방향으로 배치된 복수의 핵연료 다발들을 포함한다. 각 핵연료 다발은 핵분열 물질을 포함하는 복수의 연장된 핵연료 봉들을 포함한다. 이 핵연료 봉들은 횡으로 배치된 단부 플레이트들 사이에서 중심의 종축 주위로 균일하게 나란히 이격되어 유지된다. 상기 단부 플레이트들은 관통 개구들을 구비하는 개방된 웨브(web) 형상으로 되어 있다. 고압 중수 또는 경수 냉각제는 한 단부에서 핵연료 채널로 유입되고, 핵연료 봉들을 냉각시키기 위해 그리고 핵분열 과정에 의해 발생된 열을 제거하기 위해 핵연료 봉들 사이의 공간 및 단부 플레이트들을 관통하면서 핵연료 다발들을 관류하고, 다른 단부에서 핵연료 채널로부터 유출된다. 그 후, 이 열은 냉각제에 의해 열교환기로 전달되고, 이 열교환기는 전기 에너지를 생산하기 위해 터빈을 구동시키는 스팀을 생산한다. 핵연료 다발들을 관류하는 상기 냉각수는 가압되고, 현저히 비등하지 않는다.The CANDU® reactor is an example of a pressurized fuel channel type reactor. It comprises approximately 400 horizontally oriented pressure tubes, each of which forms a fuel channel. Each fuel channel includes a plurality of fuel bundles arranged longitudinally and connected end to end in the pressure vessel. Each fuel bundle includes a plurality of elongated fuel rods that contain fissile material. These fuel rods remain uniformly spaced side by side around the central longitudinal axis between the laterally arranged end plates. The end plates are of open web shape with through openings. High pressure heavy water or hard water coolant enters the fuel channel at one end and flows through the fuel bundles through the spaces and end plates between the fuel rods to cool the fuel rods and to remove heat generated by the fission process, Exits the fuel channel at the other end. This heat is then transferred by the coolant to the heat exchanger, which produces steam that drives the turbine to produce electrical energy. The cooling water flowing through the fuel bundles is pressurized and not markedly boiled.
연료 채널 내에서 생산될 수 있는 최대 파워는 핵연료 채널 내의 개별의 핵연료 다발들에 의해 안전하게 생산될 수 있는 최대 파워에 의해 결정된다. 핵연료 채널 내에서 생산될 수 있는 최대 파워는 보통 임계 채널 출력 또는 CCP라고 말하여진다. 그 채널 내의 어떤 주어진 핵연료 다발 내에서 안전하게 생산될 수 있는 최대 출력은 임계 다발 출력이라고 불리고, 이는 다발 내의 출력 생산, 대응하는 국부적 냉각제 조건, 및 핵연료 다발의 형상의 변화에 의해 결정된다. 상기 임계 다발 출력은 다발로부터 냉각제로의 열전달의 효율이 현저하게 감소되기 시작하는 것에 대응하는 출력이고, 이러한 일이 발생하는 경우의 국부적 열유속은 임계 열유속 또는 CHF라고 말하여진다. 상기 CHF가 초과되는 경우에 발생할 수 있는 고온은 핵연료 다발에 손상을 줄 수도 있기 때문에, 채널 출력 및 유동 조건은 어떤 다발 내에서도 CHF가 결코 초과되지 않는 것을 보장하도록 맞추어진다.The maximum power that can be produced in a fuel channel is determined by the maximum power that can be safely produced by individual fuel bundles in the fuel channel. The maximum power that can be produced in a fuel channel is usually referred to as the critical channel output or CCP. The maximum output that can be safely produced in any given fuel bundle in that channel is called critical bundle output, which is determined by the output generation in the bundle, the corresponding local coolant conditions, and the change in shape of the fuel bundle. The critical bundle output is the output that corresponds to the fact that the efficiency of heat transfer from the bundle to the coolant begins to decrease significantly, and the local heat flux when this happens is said to be a critical heat flux or CHF. Since the high temperatures that can occur when the CHF is exceeded may damage the fuel bundle, the channel output and flow conditions are tailored to ensure that the CHF is never exceeded within any bundle.
CHF는 가열된 핵연료 요소 상에서 그 표면의 어떤 부분이 더 이상 액체 냉각제에 의해 연속적으로 젖을 수 없을 때 발생한다. CHF에 이르는 두 개의 가능한 메커니즘이 있다:(ⅰ) 핵연료 요소 덮개 표면 상의 액체막의 파괴, 또는 "드라이아웃" 또는 (ⅱ) 핵연료 요소 덮개 표면 근처의 버블들의 합체에 의한 증기막의 형성. 실제의 메커니즘은 상기 핵연료 요소를 둘러싸는 냉각제의 열수력학적 (thermohydraulic) 조건들에 의존한다.CHF occurs when any part of its surface on the heated fuel element can no longer be continuously wetted by liquid coolant. There are two possible mechanisms leading to CHF: (i) destruction of the liquid film on the surface of the fuel element cover, or “dry out” or (ii) formation of a vapor film by coalescence of bubbles near the fuel element cover surface. The actual mechanism depends on the thermohydraulic conditions of the coolant surrounding the fuel element.
CHF가 어떤 다발 내에서도 결코 초과되지 않는 것을 보장하기 위해서는, 안전율(safety factor) 또는 작동 여유(operation margin)가 CCP에 적용되고, 이는 원자로에 의해 생산될 수 있는 출력이 대략 동일한 비율로 감소되는 결과를 초래한다. 그러나, CCP가 증가한다면, 원자로에 의해 생산될 수 있는 출력 또한 증가될 수 있다. 다른 형태의 수냉식 원자로에도 유사한 상황이 적용된다.To ensure that the CHF is never exceeded in any bundle, a safety factor or operation margin is applied to the CCP, which results in a reduction in output that can be produced by the reactor at approximately the same rate. Cause. However, if the CCP increases, the output that can be produced by the reactor can also increase. Similar situations apply to other types of water cooled reactors.
주어진 원자로에서, 핵연료 채널 내의 압력은 원자로 유출구 헤더 압력에 의해 제어되고 채널 내의 엔탈피는 유입구 헤더 온도에 의해 조절된다. 이러한 수치들은 최적화되어 있고 보통 변하지 않는다. 따라서, 상기 CCP는 주로 채널 유동의 함수이다. CCP를 개선시키기 위한 대부분의 공지의 방법들은 핵연료 다발 내의 선택된 위치에 난류 유발 장치를 추가함으로써 CHF를 향상시키려고 한다. 이러한 장치를 이용한 일례가 캐나다 원자력 공사(Atomic Energy of Canada Limited)의 1996년 2월 20일자 미국 특허 제5,493,590호에 설명되어 있다. 이러한 방법들은 종종 핵연료 채널 내의 수압 저항을 증가시키면서 향상된 CHF를 달성한다. 아래에 논의되는 바와 같이, 핵연료 채널 내의 수압 저항의 증가는 냉각제 유동을 감소시키고, 보다 낮은 핵연료 채널 출력에서 CHF가 발생하게 한다. 그 결과, CCP는 CHF 향상 장치가 없는 경우보다 더 열악하거나 또는 단지 근소하게 향상된다. 높은 수압 저항은 또한, 이러한 높은 수압 저항으로부터 초래되는 큰 압력 강하를 수용하도록 설계되지 않은 기존의 원자로 내의 핵연료 채널들을 통과하는 냉각제 유동을 감소시킬 수도 있고, 따라서 원자로의 전체적인 성능에 영향을 미치게 된다. 또한, 난류 유발 장치들은 핵연료 다발에 기계적 변화를 요구하고 가압 핵연료 채널형 원자로들의 핵연료 처리 장치 및 핵연료 공급 시스템에 대응하는 변화를 요구할 수 있으며, 이는 바람직하지 않다. In a given reactor, the pressure in the fuel channel is controlled by the reactor outlet header pressure and the enthalpy in the channel is controlled by the inlet header temperature. These numbers are optimized and usually do not change. Thus, the CCP is primarily a function of channel flow. Most known methods for improving CCP seek to improve CHF by adding turbulence inducing devices at selected locations within the fuel bundle. One example using such a device is described in US Patent No. 5,493,590, issued February 20, 1996, by Atomic Energy of Canada Limited. These methods often achieve improved CHF while increasing hydraulic resistance in the fuel channel. As discussed below, an increase in hydraulic resistance in the fuel channel reduces coolant flow and causes CHF to occur at lower fuel channel output. As a result, the CCP is worse or only slightly improved than without a CHF enhancement device. High hydraulic resistance may also reduce coolant flow through the fuel channels in existing reactors that are not designed to accommodate the large pressure drop resulting from such high hydraulic resistance, thus affecting the overall performance of the reactor. In addition, turbulence generating devices may require mechanical changes in the fuel bundle and require corresponding changes to the fuel processing device and fuel supply system of pressurized fuel channel reactors, which is undesirable.
본 발명은 핵연료 채널에서 수압 저항을 감소시킴으로써 핵연료 다발들의 임계 열유속을 향상시키는, 가압 핵연료 채널 형태의 원자로를 위한 임계 출력 향상 시스템을 제공한다.The present invention provides a critical power enhancement system for a reactor in the form of a pressurized fuel channel that enhances the critical heat flux of the fuel bundles by reducing hydraulic resistance in the fuel channel.
본 발명의 일 실시예에 따르면, 복수의 압력관들 내로의 핵연료 다발들의 삽입 및 제거에 의해 가동 상태(on-line; 즉, 최대 출력으로 작동하면서)에서 핵연료를 재공급받도록 구성된 가압 수냉식 원자로에서 사용하기 위한 핵연료 다발 쌍 집합체가 제공되고, 상기 핵연료 다발 쌍 집합체는 단부끼리 연결되는 한 쌍의 핵연료 다발을 포함하고, 각 핵연료 다발은 횡으로 배치된 단부 플레이트들 사이에 종축 주위로 균일하게 나란히 이격되어 유지되는 복수의 연장된 핵연료 요소들을 포함하고, 상기 단부 플레이트들은 냉각제가 상기 핵연료 요소들과 접촉해서 상기 핵연료 채널들을 관류할 수 있게 하는 관통 개구들을 구비하는 개방된 웨브(web) 구조를 가지고, 상기 핵연료 다발 쌍 집합체는 상기 종축 주위로 상대적 회전 정렬된 소정 위치에 상기 핵연료 요소들을 유지하기 위해 그리고 상기 핵연료 다발 쌍의 축방향 분리를 방지하기 위해 상기 핵연료 다발 쌍을 상호연결하기 위한 수단을 더 포함하고, 상기 핵연료 다발 쌍 집합체는 압력관 내의 인접한 다발들로부터 축방향 분리 가능하여 상기 핵연료 다발 쌍 집합체의 독립적 로딩 또는 언로딩을 가능하게 한다.According to one embodiment of the present invention, a pressurized water-cooled reactor configured to be reloaded fuel on-line (ie operating at full power) by insertion and removal of fuel bundles into a plurality of pressure tubes. A fuel bundle pair assembly is provided, wherein the fuel bundle pair assembly comprises a pair of fuel bundles that are connected end to end, with each fuel bundle being evenly spaced side by side around the longitudinal axis between transversely disposed end plates. A plurality of elongated fuel elements maintained, the end plates having an open web structure having through openings through which coolant can contact the fuel elements and flow through the fuel channels; A bundle bundle of fuel is placed in the fuel at a predetermined position that is relatively rotationally aligned about the longitudinal axis. Means for interconnecting the fuel bundle pair to retain elements and to prevent axial separation of the fuel bundle pair, wherein the fuel bundle pair assembly is axially separable from adjacent bundles in the pressure vessel. Enables independent loading or unloading of the fuel bundle pair aggregates.
본 발명의 다른 실시예에 따르면, 복수의 핵연료 채널 집합체 내로의 핵연료 다발들의 삽입 및 제거에 의해 가동 상태에서 핵연료를 재공급받도록 구성된 핵연료채널형(fuel-channel-type) 원자로에서 사용하기 위한 핵연료 채널 집합체가 제공되고, 상기 채널 집합체 각각은 연장된 압력관과 상기 압력관 내에 단부끼리 연결되어 종방향으로 배치된 복수의 핵연료 다발들을 포함하고, 상기 핵연료 다발들 각각은 횡으로 배치된 단부 플레이트들 사이에 종축 주위로 균일하게 나란히 이격되어 유지되는 복수의 연장된 핵연료 요소들을 포함하고, 상기 단부 플레이트들은 냉각제가 상기 핵연료 요소들과 접촉해서 상기 핵연료 채널들을 관류할 수 있게 하는 관통 개구들을 구비하고, 핵연료 채널 집합체는 하나 이상의 핵연료 다발 쌍 집합체를 더 포함하고, 상기 핵연료 다발 쌍 집합체는 단부끼리 연결되는 한 쌍의 핵연료 다발과 상기 종축 주위로 상대적으로 회전 정렬된 소정 위치에 상기 핵연료 요소들을 유지하기 위해 그리고 상기 핵연료 다발 쌍의 축방향 분리를 방지하기 위해 상기 핵연료 다발 쌍을 상호연결하기 위한 수단을 포함하고, 상기 핵연료 다발 쌍 집합체는 압력관 내에 인접한 다발들로부터 축방향 분리 가능하여 상기 핵연료 다발 쌍 집합체의 독립적 로딩 또는 언로딩을 가능하게 한다. According to another embodiment of the present invention, a fuel channel for use in a fuel-channel-type reactor configured to be resupplied in operation by insertion and removal of fuel bundles into a plurality of fuel channel assemblies An aggregate is provided, each of the channel aggregates including an extended pressure tube and a plurality of nuclear fuel bundles arranged longitudinally and connected end to end within the pressure tube, each of the nuclear fuel bundles being longitudinally interposed between the transversely disposed end plates. A plurality of elongated fuel elements that are uniformly spaced apart and spaced about the periphery, the end plates having through openings through which coolant contacts the fuel elements and through the fuel channels, the fuel channel assembly Further comprises one or more bundles of nuclear fuel bundles, A fuel bundle pair assembly is provided to maintain the fuel elements in a predetermined position relatively rotationally aligned around the longitudinal axis with a pair of fuel bundles that are connected end to end and to prevent axial separation of the fuel bundle pair. Means for interconnecting the pairs, wherein the fuel bundle pair assemblies are axially separable from adjacent bundles in the pressure vessel to enable independent loading or unloading of the fuel bundle pair assemblies.
본 발명의 다른 실시예에 따르면, 복수의 핵연료 채널 집합체들 내로의 핵연료 다발들의 삽입 및 제거에 의해 가동 상태에서 핵연료를 재공급받도록 구성된 가압 핵연료 채널형 원자로 내에서 임계 채널 출력(CCP)를 증가시키는 방법이 제공되고, 상기 핵연료 채널 집합체 각각은 연장된 압력관과 상기 압력관 내에 단부끼리 연결되어 종방향으로 배치된 복수의 핵연료 다발들 및 연장된 압력관을 포함하고, 상기 핵연료 다발들 각각은 횡으로 배치된 단부 플레이트들 사이에 종축 주위로 균일하게 나란히 이격되어 유지되는 복수의 연장된 핵연료 요소들을 포함하고, 상기 단부 플레이트들은 냉각제가 상기 핵연료 요소들과 접촉해서 상기 핵연료 채널들을 관류할 수 있게 하는 관통 개구들을 구비하고, 상기 방법은 상기 종축 주위로 상대적으로 회전 정렬된 소정 위치를 유지하기 위해 그리고 상기 핵연료 다발 쌍의 축방향 분리를 방지하기 위해 한 쌍의 핵연료 다발의 대면하는 단부 플레이트들을 단부끼리 상호연결하는 단계와, 상기 상호연결된 핵연료 다발 쌍을 핵연료 채널 내로 삽입하는 단계와, 쌍이 해제된 두 개의 핵연료 다발을 상기 핵연료 채널로부터 제거하는 단계를 포함한다.According to another embodiment of the present invention, a critical channel output (CCP) is increased in a pressurized fuel channel reactor configured to be resupplied in operation by insertion and removal of fuel bundles into a plurality of fuel channel assemblies. A method is provided wherein each of the fuel channel assemblies includes an extended pressure tube and a plurality of fuel bundles and an extended pressure tube arranged longitudinally and connected end to end within the pressure tube, each of the fuel bundles being disposed transversely. A plurality of elongated fuel elements that are uniformly spaced apart about the longitudinal axis between the end plates, the end plates having through openings that allow a coolant to contact the fuel elements and flow through the fuel channels. And the method is characterized in that it rotates relatively about the longitudinal axis. Interconnecting end-to-end end plates of the pair of fuel bundles to maintain a predetermined position and to prevent axial separation of the fuel bundle pair, and inserting the interconnected fuel bundle pair into a fuel channel. And removing two unpaired fuel bundles from the fuel channel.
본 발명의 다른 실시예에 따르면, 종축 주위로 균일하게 나란히 이격된 관계로 복수의 연장된 핵연료 요소들을 보유하기 위한 핵연료 다발 단부 플레이트가 제공되고, 상기 단부 플레이트는 냉각제가 상기 핵연료 요소들과 접촉해서 상기 핵연료 채널들을 관류할 수 있게 하는 관통 개구들을 구비하는 개방된 웨브 구조를 가지고, 상기 단부 플레이트는 내부, 중간부 및 외부 동심 링 웨브 부재들을 포함하고, 상기 내부 및 중간부 링 웨브 부재들은 내부 크로스웨브에 의해 상호 연결되고, 상기 중간부 및 외부 링 웨브 부재들은 외부 크로스웨브에 의해 상호 연결되고, 상기 단부 플레이트 각각은 크로스웨브에 연결되는 두 개의 고리 부재들을 포함하고, 종방향으로 돌출한 제1 다리부 및 횡방향으로 연장된 제2 다리부를 구비하고, 상기 크로스웨브와 함께 상기 제1 및 제2 다리부는 대면하는 단부 플레이트의 대응 크로스웨브를 단단히 수용하도록 된 리세스를 형성한다. According to another embodiment of the present invention, there is provided a fuel bundle end plate for holding a plurality of elongated fuel elements in a uniform spaced space around the longitudinal axis, the end plate having a coolant in contact with the fuel elements. Having an open web structure having through openings through which the fuel channels can flow, wherein the end plate comprises inner, middle and outer concentric ring web members, the inner and middle ring web members having an inner cross. A first protruding longitudinally, the intermediate portion and the outer ring web members being interconnected by an outer crossweb, each of the end plates comprising two annular members connected to the crossweb; A leg portion and a second leg portion extending laterally, the cross web being included It forms a recess so as to tightly receive the corresponding cross-web of the end plate facing said first and second leg portions.
본 발명의 이러한 그리고 다른 특징들은 첨부 도면을 참조한 이하의 설명으로부터 명백해질 것이다.These and other features of the present invention will become apparent from the following description with reference to the accompanying drawings.
도1은 핵연료 채널 내의 냉각제 유동을 설명하기 위한 개략도이다.1 is a schematic diagram illustrating coolant flow in a fuel channel.
도2는 특정 캔두 핵연료 다발, CANFLEX(상표) Mk.4 다발의 측면도이다.FIG. 2 is a side view of a particular canned fuel bundle, CANFLEX ™ Mk.4 bundle. FIG.
도3은 채널 수압 저항의 변화와 함께 CCP의 변화를 도시하는 그래프이다.3 is a graph showing the change in the CCP with the change in the channel hydraulic resistance.
도4는 특정 캔두 핵연료 다발, CANFLEX Mk.4 다발에 대하여 전체 다발 손실률(loss factor)에 다발 오정렬(misalignment)이 미치는 효과를 도시하는 그래프이다. FIG. 4 is a graph showing the effect of bundle misalignment on the overall bundle loss factor for a particular canned fuel bundle, CANFLEX Mk.4 bundle.
도5는 특정 캔두 핵연료 다발, 캔두-6 다발에 대하여 전체 다발 손실률에 다발 오정렬이 미치는 효과를 도시하는 그래프이다.FIG. 5 is a graph showing the effect of bundle misalignment on the overall bundle loss rate for a particular candu nuclear fuel bundle, Candu-6 bundle.
도6은 본 발명에 따라 인접한 다발의 단부 플레이트에 연결하기 위한 캔두-6 핵연료 다발 단부 플레이트의 정면도이다.6 is a front view of a Candu-6 fuel bundle end plate for connecting to an end plate of adjacent bundles in accordance with the present invention.
도7은 도6의 선7을 따라 절단한 단부 플레이트 상호연결 부재의 부분 단면도이다.7 is a partial cross-sectional view of the end plate interconnect member cut along
도8은 본 발명에 따라 상호 연결된 두 개의 단부 플레이트의 사시도이다.Figure 8 is a perspective view of two end plates interconnected in accordance with the present invention.
도1을 참조하면, 단일한 핵연료 채널(2)은 압력관(4) 내에 단부끼리 연결되어 종방향으로 배치되는 복수의 핵연료 다발(6)을 포함하는 압력관(4)을 포함한다. 도1에는 7개의 핵연료 다발들이 도시되어 있으나, 캔두 원자로에서는, 각 핵연료 채널은 보통 12개 또는 13개의 핵연료 다발들을 포함한다. 캔두 원자로의 경우에 보통 중수인 냉각제는 유입구 헤더(8)에서 핵연료 채널(2) 내로 펌프질되고, 핵연료 다발(6)을 관류하여 유출구 헤더(10)에서 핵연료 채널을 빠져 나간다. Referring to FIG. 1, a
도2는 특정 캔두 핵연료 다발, CANFLEX Mk.4 다발을 도시한다. 핵연료 다발(6)은 횡으로 배치된 단부 플레이트들(16) 사이에 중심의 종축 주위로 균일하게 나란히 이격되어 유지되는 43개의 연장된 원통형인, 예컨대 핵연료 봉과 같은 핵연료 요소(14)로 이루어진다. 핵연료 요소들은 우라늄 다이옥사이드 핵연료 펠렛(pellets)의 형태로 된 핵분열 연료를 포함한다. 핵연료 요소들은 서로 간의 간격을 유지하기 위해 이들 요소에 부착된 스페이서 요소들(도시되지 않음)을 가질 수 있고, 외부 핵연료 요소들은 압력관(4)의 내부 표면과 결합하는 베어링 패드(44)를 수반할 수 있다. 핵연료 다발 내의 핵연료 요소의 직경은 모두 동일한 것은 아닐 수도 있다. 도2는 CANFLEX Mk.4 다발을 도시하고 있으나, 본 발명은 37개의 핵연료 요소들을 갖는 캔두-6 다발을 포함하여 다른 핵연료 다발 형상에도 동등하게 적용될 수 있음을 이해한다.2 shows a particular candu nuclear fuel bundle, a CANFLEX Mk.4 bundle. The
도3을 참조하면, 채널 수압 저항의 변화에 따른 CCP의 변화가 도시되어 있다. "수압 곡선"으로 표지된 곡선은 핵연료 채널의 수압 특성을 기초로, 채널 출력에 따른 핵연료 채널 유동의 변화를 개략적으로 나타낸다. 도1에 도시된 바와 같은 주어진 채널 유입구 온도 T입 및 채널 유출구 압력 P출에 대하여, 채널 유동에 따른 CHF의 변화가 "CHF 곡선"으로 표지된 곡선에 의해 도시되어 있으며, CHF가 상태A에서 발생된다. 도3에 도시된 바와 같이, 채널 수압 저항의 감소는 냉각제 압력 강하를 감소시켜, 절결선 곡선으로 나타낸 바와 같이 유동을 증가시키고, 따라서 CHF를 상태A로부터 상태B로 이동시킨다. 상태B에 대응하는 핵연료 채널 출력와 상태A에 대응하는 핵연료 채널 출력의 차이는 CCP에서의 순 이득(net gain)이다.Referring to Figure 3, the change in the CCP according to the change in the channel hydraulic resistance is shown. The curve labeled “hydraulic curve” schematically shows the change in fuel channel flow with channel output, based on the hydraulic characteristics of the fuel channel. With respect to a given channel inlet temperature T I and the channel outlet pressure P output as shown in Figure 1, and the change of CHF according to the channel flow is shown by the curve labeled "CHF curve", it occurs in the CHF condition A do. As shown in Figure 3, the reduction in channel hydraulic resistance reduces the coolant pressure drop, increasing the flow as indicated by the nodal curve, thus moving CHF from state A to state B. The difference between the fuel channel output corresponding to state B and the fuel channel output corresponding to state A is the net gain at CCP.
도3을 참조하면, 핵연료 채널 수압 저항의 감소가 CCP에서의 순 이득을 발생시킬 수 있다는 결론을 내릴 수 있다. 핵연료 채널 수압 저항의 감소는 핵연료 다발들을 스트림라이닝(streamlining)함으로써, 냉각제의 유동 단면적을 증가시킴으로써, 또는 각 다발 내에 더 긴 핵연료 요소들을 이용하여 횡방향 단부 플레이트들의 수를 줄임으로써 달성될 수 있다. 그러나, 이들 모두는 핵연료 다발들의 광범위한 재설계를 요구하고 기존의 작동 원자로들과는 양립하지 않을 수도 있다. Referring to FIG. 3, it can be concluded that a reduction in the fuel channel hydraulic resistance can produce a net gain in CCP. The reduction in fuel channel hydraulic resistance can be achieved by streamlining the fuel bundles, increasing the flow cross-sectional area of the coolant, or by reducing the number of transverse end plates using longer fuel elements in each bundle. However, all of these require extensive redesign of fuel bundles and may not be compatible with existing operating reactors.
또한, 핵연료 채널 수압 저항의 감소는 이들의 종축 주위로 핵연료 다발들의 회전 정렬을 유지함으로써 달성될 수 있는 것으로 판단된다. 가압 핵연료 채널형 원자로의 주 시스템 내의 압력 강하의 대부분은 핵연료 채널에서 발생된다. 핵연료 채널들 내에서, 압력 강하의 대략 절반 정도는 스킨 마찰 때문이고, 35% 내지 40%는 이들의 중심 종축 주위로 임의의 회전 오정렬을 나타내는 다발 접합 때문이다. 다발 접합이 오정렬되어 있을 때, 2개의 인접한 다발의 2개의 단부 플레이트들 및 핵연료 봉의 단부 플레이트 영역이 냉각제의 유동 방향에 대하여 정렬되지 않고, 따라서 냉각제 유동을 방해하는 더 큰 단면적을 제공한다. It is also believed that a reduction in fuel channel hydraulic resistance can be achieved by maintaining the rotational alignment of the fuel bundles about their longitudinal axis. Most of the pressure drop in the main system of pressurized fuel channel reactors occurs in the fuel channel. Within the fuel channels, about half of the pressure drop is due to skin friction, and 35% to 40% due to bundle bonds showing any rotational misalignment around their central longitudinal axis. When the bundle junction is misaligned, the two end plates of the two adjacent bundles and the end plate region of the fuel rod are not aligned with respect to the flow direction of the coolant, thus providing a larger cross-sectional area that impedes coolant flow.
다발 접합의 압력 강하 페널티(penalty)는 KJ=△P/(ρV2)으로 정의되는 수압 손실률 KJ로 표현될 수 있고, 여기서 △P는 접합 압력 강하, ρ는 냉각제 밀도이고 V는 냉각제 속도이다. 도4는 3% 크리프된 압력관 내의 CANFLEX Mk.4 다발에 대하여 전체 다발 손실률 KT에 다발 오정렬이 미치는 효과를 도시하는 그래프이다. 도4에 도시된 다발 접합 특징(signature)은 전체 다발 손실률에서 반복 패턴을 나타내고, 이 패턴은 43개 요소로 된 CANFLEX Mk.4 다발에 대하여 최소 매 51.4°마다 반복된다. 마찬가지로, 도5는 3% 크리프된 압력관 내의 캔두-6 다발에 대하여 전체 다발 손실률에 다발 오정렬이 미치는 효과를 도시하는 그래프이다. 도5에 도시된 다발 접합 특징은 37개 요소로 된 캔두-6 다발에 대하여 최소 매 60°마다 반복되는 다발 손실률에서 반복 패턴을 나타낸다. 최소 다발 압력 강하는, 다발들이 이들의 중심 종축 주위로 회전하여 인접한 다발 내의 개별의 핵연료 봉이 정렬될 때 발생한다. 인접한 다발들이 정렬될 수 있다면, 다발 접합의 압력 강하 페널티는 감소될 수 있다. 또X된 상태로 유지될 수 있다면, 채널 수압 저항은 현저히 감소될 수 있고, 유속을 증가시킬 수 있다. 이 증가된 유속은 도3에 개략적으로 도시된 바와 같이 유출구 엔탈피를 낮추게 되고 CCP를 상태A로부터 상태B로 증가시키게 된다. The pressure drop penalty of the bundle joint can be expressed as the hydraulic loss rate K J defined by K J = ΔP / (ρV 2 ), where ΔP is the joint pressure drop, ρ is the coolant density and V is the coolant velocity. to be. 4 is a graph showing the effect of bundle misalignment on the overall bundle loss rate K T for a CANFLEX Mk.4 bundle in a 3% creep pressure tube. The bundle junction signature shown in FIG. 4 represents a repeating pattern at the overall bundle loss rate, which pattern is repeated at least every 51.4 ° for a 43 element CANFLEX Mk.4 bundle. Similarly, Figure 5 is a graph showing the effect of bundle misalignment on the overall bundle loss rate for candu-6 bundles in a 3% creep pressure tube. The bundle bonding feature shown in FIG. 5 shows a repeating pattern at bundle loss rates repeated at least every 60 ° for a Candu-6 bundle of 37 elements. The minimum bundle pressure drop occurs when the bundles rotate about their central longitudinal axis to align the individual fuel rods in adjacent bundles. If adjacent bundles can be aligned, the pressure drop penalty of the bundle bond can be reduced. In addition, if the X can be maintained, the channel hydraulic resistance can be significantly reduced, and the flow rate can be increased. This increased flow rate lowers the outlet enthalpy as shown schematically in FIG. 3 and increases the CCP from state A to state B.
그러나, 핵연료 다발 정렬을 달성하고 유지하기 위해서는 캔두 원자로에 내재된 많은 형상 및 작동 한계를 극복해야만 한다. 캔두 원자로는 가동 상태에서 핵연료가 공급된다. 원격으로 작동되는 핵연료 공급 장치는 주어진 핵연료 다발의 한 단부 내로 신규 핵연료 다발들을 로딩하고 다른 단부 또는 동일한 단부로부터 소모된 핵연료 다발들을 제거하는데 사용된다. 핵연료 다발들은 이전에 설치된 다발의 핵연료 요소들에 대하여 핵연료 요소들을 정렬하고자 하는 시도 없이 핵연료 채널들 내로 삽입된다. 핵연료 공급 장치의 핵연료 전달 상자 내의 다발을 정렬하려고 시도하지만, 매우 높은 냉각제 질량 유속에 노출된 핵연료 다발들의 지속적인 요동 및 진동으로 인해서 그리고 핵연료 공급 작동시 서로에 대해 충격을 주는 다발들로 인해서 다발들이 원자로 내에 체재하는 시간 동안(대략 12개월) 다발들이 오정렬되기 쉽다. 이 점에 관해, 다발 내구성 시험에서 31°까지의 다발 회전이 관찰되었다. 따라서, 어떤 다발 정렬 설계라도 이전에 삽입된 다발에 대하여 축방향 정렬된 소정 위치에 핵연료 채널 내로 다발들을 삽입하는 능력을 제공해야만 될 뿐만 아니라, 다발들의 체재 시간 전반에 걸쳐 다발들이 상대적 축방향 회전을 하지 않도록 저지할 수 있어야 한다.However, achieving and maintaining fuel bundle alignment must overcome many of the shape and operational limitations inherent in candu reactors. Candu reactors are supplied with nuclear fuel in operation. A remotely operated fuel supply device is used to load fresh fuel bundles into one end of a given fuel bundle and to remove spent fuel bundles from the other end or from the same end. The fuel bundles are inserted into the fuel channels without attempting to align the fuel elements with respect to the fuel elements of the previously installed bundle. Attempts to align the bundles in the fuel delivery box of the fuel supply unit, but due to the continuous fluctuations and vibrations of the fuel bundles exposed to very high coolant mass flow rates and the bundles impacting each other during the fuel supply operation During the time of stay (approximately 12 months) bunches are likely to be misaligned. In this regard, a bundle rotation of up to 31 ° was observed in the bundle durability test. Thus, any bundle alignment design must not only provide the ability to insert the bundles into the fuel channel at a predetermined position axially aligned with respect to the previously inserted bundle, but also allow the bundles to undergo relative axial rotation throughout their stay time. You should be able to stop it from doing so.
또한, 캔두 원자로에서 다발 정렬은 종래의 핵연료 공급 작동을 방해해서는 안된다. 캔두 원자로에서, 주어진 핵연료 채널 내의 핵연료 다발들은 상호 연결되지 않는다. 이는 핵연료 채널의 한 단부 내로 핵연료 다발들을 로딩함으로써 그리고 원격 작동 가능한 핵연료 취급 장치에 의해 다른 단부로부터 소모된 다발들을 언로딩함으로써 가동 상태에서 핵연료 공급을 허여한다. 종래의 핵연료 공급 장치는, 원자로 내의 체재 시간에 걸쳐 그리고 핵연료 공급 작동시의 충격의 결과로 일어나는 상대적 축방향 회전을 저지하기에 효과적인 형태의, 다발 상호연결 구조의 용이한 결합 및 분리를 허여하는 어떠한 형상 기능성도 구비하지 않는다. 따라서, 캔두 원자로에서 핵연료 다발 정렬은, 핵연료 공급 작동을 방해하거나 또는 핵연료 공급 작동에 대한 실질적인 변형을 요구하는 임의의 다발 상호연결 수단을 사용해서는 용이하게 달성될 수 없다.In addition, bundle alignment in a candu reactor should not interfere with conventional fuel supply operations. In a candu reactor, the fuel bundles within a given fuel channel are not interconnected. This allows for fuel supply in operation by loading fuel bundles into one end of the fuel channel and unloading the spent bundles from the other end by a remotely operable fuel handling device. Conventional fuel supply devices allow any easy coupling and disengagement of the bundle interconnect structure in a form that is effective to counteract relative axial rotation that occurs as a result of impact during fuel supply operation and over time in the reactor. No shape functionality is provided. Thus, fuel bundle alignment in a candu reactor cannot be easily achieved using any bundle interconnection means that disrupt the fuel supply operation or require substantial modifications to the fuel supply operation.
본 발명은 캔두 원자로를 위한 가동 상태의 핵연료 공급 작동에 내재된 핵연료 다발 통로를 이용한다. 캔두 원자로에서, 핵연료 공급은 자동으로 제어되는 핵연료 공급 장치를 이용하여 실행된다. 다발 쌍들로 묶여진 핵연료 다발들은 핵연료 전달 메커니즘 내로 로딩된다. 다발 쌍들은 반자동제어에 의해 핵연료 로딩 매거진 내로 밀어 넣어진다. 그 다음에, 핵연료 다발 쌍들은 자동으로 제어되는 모터구동 램(ram)에 의해 핵연료 공급 장치의 빈 매거진 위치 내로 밀어 넣어진다. 핵연료 공급 장치는 원자로 면으로 이동하고, 핵연료 채널의 상향 단부 상에 잠기고, 램 조립체는 핵연료 채널 플러그를 제거하고 저장하며, 핵연료 다발 쌍을 삽입하고 플러그를 교체한다. 핵연료 공급이 양 단부에서 행해질 경우, 핵연료 채널의 하향 측에서는 소모된 핵연료 다발을 방출하기 위해 유사한 언로딩 작동이 수행되면서 다른 단부에서는 교체 핵연료 다발들이 로드된다. 핵연료 공급이 단지 한 단부에서만 행해지는 경우, 우선 모든 핵연료 다발들이 핵연료 채널로부터 방출되고 동일한 단부에 교체 다발들이 로드된다. 어느 경우에서든지, 방출된 핵연료 다발들 중 몇 개는 핵연료 관리 계획에 따라 핵연료 채널 내로 다시 삽입될 수 있다.The present invention utilizes a fuel bundle passage inherent in an operating fuel supply operation for a candu reactor. In a candu reactor, the fuel supply is carried out using an automatically controlled fuel supply device. Nuclear fuel bundles bundled into bundle pairs are loaded into the fuel delivery mechanism. The bundle pairs are pushed into the nuclear fuel loading magazine by semi-automatic control. The fuel bundle pairs are then pushed into the empty magazine position of the fuel supply by an automatically controlled motor-drive ram. The fuel supply moves to the reactor side, locks onto the upstream end of the fuel channel, the ram assembly removes and stores the fuel channel plug, inserts a fuel bundle pair and replaces the plug. When the fuel supply is made at both ends, a similar unloading operation is performed at the downstream side of the fuel channel to release the spent fuel bundles while the other fuel bundles are loaded at the other end. If the fuel supply is made at only one end, first all the fuel bundles are released from the fuel channel and replacement bundles are loaded at the same end. In either case, some of the released fuel bundles can be reinserted into the fuel channel according to a fuel management plan.
따라서, 캔두 원자로에서 핵연료 다발들은 다발 쌍들의 형태로 핵연료 채널을 따라 이동한다. 전형적으로는, 각 다발 쌍은 방출되기 전까지 주어진 핵연료 채널 내에서 일년을 보낸다. 캔두 원자로의 핵연료 공급에서 다발 쌍들을 이용하는 것은, 핵연료 공급 작동중 그리고 원자로 핵연료 채널 내의 체재 시간 중, 쌍을 이룬 다발들을 축방향으로 정렬하기 위한 그리고 상대적인 축방향 회전 및 분리에 대해 쌍을 이룬 다발들을 확실하게 상호연결하기 위한 상호연결 수단의 사용을 가능하게 한다. Thus, in a candu reactor, the fuel bundles travel along the fuel channel in the form of bundle pairs. Typically, each bundle pair spends one year in a given fuel channel before being released. The use of bundle pairs in the fuel supply of a candu reactor may be used to align the paired bundles for axially aligning the paired bundles and for relative axial rotation and separation during fuel supply operation and during residence time in the reactor fuel channel. It allows the use of interconnection means for reliably interconnecting.
도6을 참조하면, 핵연료 다발(6)은 단부 플레이트(16)에 의해 각 단부에 나란히 이격되어 유지되는 복수의 핵연료 요소(14)를 포함한다. 단부 플레이트(16)는, 중심의 크로스웨브(26)와 중간 크로스웨브(28)와 외부 크로스웨브(30)에 의해 상호연결된 내부 동심 링 웨브(20, 내부 링 웨브), 중간부 동심 링 웨브(22, 중간부 링 웨브) 및 외부 동심 링 웨브(24, 외부 링 웨브) 즉, [내부, 중간부 및 외부 동심 링 웨브(20, 22, 24; concentric circular inner, intermediate and outer webs)를 포함한다. 핵연료 요소(14)는 원형 웨브(20, 22, 24)에 브레이징 또는 스폿 용접되고 핵연료 다발(6)의 중심 종축 주위로 균일하게 나란히 이격되어 유지된다. 단부 플레이트(16)의 웨브들 사이의 개구(32)는 냉각제가 핵연료 요소(14) 및 단부 플레이트(16)를 관류할 수 있게 한다. 따라서 설명된 단부 플레이트(16)는 캔두-6 핵연료 다발에서 사용되는 바와 같은 종래의 형상으로 되어 있다.Referring to FIG. 6, the
인접한 핵연료 다발들이 반경 방향으로 정렬된 소정 위치에 상호연결되도록 하기 위해서, 단부 플레이트(16)에는 예컨대, 두 개의 상호연결 고리(34)와 같은 하나 이상의 유지 부재가 설치된다. 고리(34)는 단부 플레이트(16)의 직경 상의 대향측면들 상에 위치된 외부 크로스웨브(30) 상에 수반된다. 고리는 별도로 형성되어 예를 들어 용접에 의해 단부 플레이트(16)에 고정될 수 있고, 또는 단부 플레이트(16)와 일체로 형성될 수 있다. 도7에 보다 명백히 도시되는 바와 같이, 고리(34)는 외부 크로스웨브(30)와 함께 하향으로 개방된 리세스(40)를 형성하는 하향 돌출 다리부(38) 및 외향 돌출 다리부(36)를 포함한다. 리세스(40)의 크기는 인접한 다발의 대면하는 단부 플레이트의 대응하는 외부 크로스웨브를 수용하여 단단히 결합시키도록 되어 있다.In order to allow the adjacent fuel bundles to be interconnected in a radially aligned position, the
주어진 다발 쌍 내의 하나의 핵연료 다발은, 일 단부에는 고리(34)가 설치된 단부 플레이트를 다른 단부에는 고리(34)가 없는 종래의 단부 플레이트를 수반한다. 다발 쌍 내의 다른 다발은 그 대향 단부들에서 종래의 두 개의 단부 플레이트들을 수반한다. 도8에 도시된 바와 같이, 인접한 다발들은 단부끼리 연결되어 위치됨으로써 상호연결되어, 하나의 다발 상에 고리(34)가 설치된 단부 플레이트(16)는 인접한 다발 상의 종래의 단부 플레이트(42)와 결합한다. 종래의 단부 플레이트(42)의 외부 크로스웨브 부재(30)는 상기 단부 플레이트(16)의 고리(34) 아래에 유지된다. 고리(34)가 인접한 핵연료 다발의 대면하는 종래의 단부 플레이트(42)의 대응하는 외부 크로스웨브(30)와 닿지 않게 단부 플레이트(16)와 함께 다발 단부를 상승시키고(전형적으로는 대략 5mm), 그 다음 핵연료 다발의 대면하는 단부 플레이트들과 만나도록 다발들을 합쳐지게 이동시키고, 그리고 고리(34)가 종래의 단부 플레이트(42) 상에서 외부 크로스웨브(30)와 결합하도록 다발 단부를 하강시킴으로써, 상호연결이 달성된다. 이러한 작동은, 핵연료 공급 작동의 개시시 수작업으로 다발들을 핵연료 전달 메커니즘 내로 로드할 때, 편리하게 실행될 수 있다. 이 단계에서, 쌍을 이룬 핵연료 다발들 사이의 상호연결은 시각적으로 검사될 수 있다.One nuclear fuel bundle within a given bundle pair carries a conventional end plate without the
12개의 핵연료 다발들을 포함하는 캔두-6 원자로에 대한 핵연료 채널의 경우에, 6쌍의 상호연결된 핵연료 다발들 각각은 핵연료 요소들이 정렬된다. 그러나, 6개의 다발 쌍 사이의 5개 접합이 미연결된 상태이므로, 다발 쌍 간에는 오정렬이 일어날 수 있다. 심지어 5개 접합에서 오정렬이 있더라도, 다발 쌍들을 상호연결하는 효과는 놀랍게도 CCP의 현저한 향상을 제공하는 것이 발견되었다.In the case of a fuel channel for a Candu-6 reactor comprising 12 fuel bundles, each of the six pairs of interconnected fuel bundles is aligned with fuel elements. However, because the five junctions between the six bundle pairs are unconnected, misalignment can occur between the bundle pairs. Even with misalignment at five junctions, the effect of interconnecting bundle pairs has been found to surprisingly provide a significant improvement in CCP.
연료 다발 쌍의 정렬에 의한 CCP에서의 이득은 다발의 형태 또는 압력관의 직경상 크리프(creep)의 양에 의해 크게 영향을 받지는 않는다. 표1은 0% 및 3.1%의 직경상 크리프를 갖는 핵연료 채널들 내에 본 발명에 따라 정렬된 37개 요소로 된 핵연료 다발들을 가진 캔두-6 원자로에 대한 CCP, 전체 다발 K율 KT, 및 접합 K율 KJ에서의 변화를 정량화한다.The gain in CCP by alignment of fuel bundle pairs is not significantly affected by the shape of the bundle or the amount of creep in the diameter of the pressure tube. Table 1 shows the CCP, total bundle K rate K T , for a Candu-6 reactor with 37 elementary fuel bundles aligned in accordance with the present invention in nuclear channels with diameter creep of 0% and 3.1%. And change in conjugation K rate K J.
표2는 0% 및 3.1%의 직경상 크리프를 갖는 핵연료 채널들 내에 본 발명에 따라 정렬된 43개 요소로 된 CANFLEX 핵연료 다발들을 가진 캔두 원자로에 대한 CCP, 전체 다발 K율 KT, 및 접합 K율 KJ에서의 변화를 정량화한다.Table 2 shows the CCP, overall bundle K rate K T , for a Candu reactor with 43 element CANFLEX fuel bundles aligned in accordance with the present invention in nuclear channels with diameter creep of 0% and 3.1%. And change in conjugation K rate K J.
표1 및 표2로부터 명백한 바와 같이, 본 발명에 따른 단부 플레이트 상호연결을 이용하는 정렬된 다발 쌍들을 이용하면, 다발 접합의 압력 강하 페널티를 약 35% 정도(가장 있음직한 KJ와 가장 있음직한 KJ와 정렬된 KJ를 비교한다) 감소시키고 CCP를 0.75% 정도 증가시킨다.As evident from Tables 1 and 2, using aligned bundle pairs using the end plate interconnection according to the present invention, the pressure drop penalty of the bundle joint is about 35% (most likely K J and most likely K). It compares the K J aligned with J) decreases and increases the CCP about 0.75%.
본 발명은 과도하게 크리프된 핵연료 채널들을 갖는 원자로들에 특별히 적용된다. 종래에는 냉각제의 보다 양호한 혼합 및 이에 따른 하위 채널들 간의 보다 작은 엔탈피 불균형으로 인해 오정렬된 다발들에 대하여 CHF가 더 높을 것이라고 생각되었다. 이는 크리프되지 않은 채널들에는 적용될 수도 있으나, 유동 바이패스가 관심 대상이 되는 과도하게 크리프된 채널들에는 적용되지 않을 수도 있다. 이러한 경우, 오정렬된 다발들은 정렬된 다발들보다 다발 유동에 대해 실제로 더 높은 저항을 갖기 때문에, 오정렬된 다발들은 실제로 유동 바이패스 효과를 증가시킬 수도 있다. 유동 바이패스 효과가 혼합 효과보다 더 중요해진다면, 본 발명에 따른 다발 정렬은 CHF를 증가시킴과 동시에 수압 저항을 감소시킬 것이다.The invention is particularly applicable to reactors with excessively creep fuel channels. It has conventionally been thought that CHF will be higher for misaligned bundles due to better mixing of the coolant and thus smaller enthalpy imbalance between the subchannels. This may apply to non-creeped channels, but may not apply to overly creep channels of which a flow bypass is of interest. In such a case, the misaligned bundles may actually increase the flow bypass effect, since the misaligned bundles actually have a higher resistance to bundle flow than the aligned bundles. If the flow bypass effect is more important than the mixing effect, the bundle alignment according to the present invention will increase the CHF and at the same time reduce the hydraulic resistance.
다발 쌍 정렬로 인한 CCP에서의 증가는 상호연결 다발들이 모든 채널들에 위치되었는지 또는 CCP 제한이 있는 그러한 채널들에만 위치되었는지에 의존한다. 작동하는 캔두 원자로들 내의 채널들의 10% 미만이 최소치 2% 이내의 임계 출력율(CPR)을 가지고 따라서 "여유 제한(margin limited)"으로 고려되는 것으로 판단된다. 임계 채널 위치는 원자로의 수명 중 변하지만, 원자로 내의 핵연료 체재 시간 동안 여유 제한되어 있거나 또는 여유 제한될 채널들의 그룹은 예측가능하다. 본 발명에 따른 다발 쌍 상호연결부가 잠재적으로 드라이아웃여유제한(dryout-margin-limited)되는 채널들의 대략 10%로 제한된다면, 유동이 CCP 제한이 있는 채널들을 통해 효과적으로 재분배되기 때문에 CCP에서의 이득은 모든 핵연료 채널들이 정렬된 다발 쌍들을 포함하는 경우보다 현저히 높은 1.5%일 것이고, 한쪽 헤더와 다른 한쪽 헤더를 잇는 압력 강하가 크게 영향을 받지는 않을 것이다. The increase in CCP due to bundle pair alignment depends on whether the interconnect bundles are located on all channels or only on those channels with CCP constraints. It is believed that less than 10% of the channels in operating candual reactors have a critical power factor (CPR) within a minimum of 2% and are therefore considered "margin limited". The critical channel position changes during the lifetime of the reactor, but the group of channels to be marginally limited or marginally limited for fuel stay time within the reactor is predictable. If the bundle pair interconnection according to the present invention is limited to approximately 10% of potentially dryout-margin-limited channels, the gain in CCP is reduced because the flow is effectively redistributed through the CCP restricted channels. It would be 1.5% significantly higher than if all fuel channels contained aligned pairs, and the pressure drop connecting one header to the other would not be significantly affected.
본 발명에 의해 달성될 수 있는 CCP에서의 이득은 표1 및 표2에 표시된 것보다 더 큰 것이 당연하다. 표1 및 표2의 결과의 근거가 되는 계산은 6개의 다발 쌍들 사이의 5개의 미연결된 단부 플레이트 접합의 임의의 오정렬을 나타낸다. 그러나, 원자로 내에 체재하는 동안 하나의 다발 쌍의 회전 정도는 회전되는 질량이 두 배가 됨으로 인해 개별의 다발들의 회전 정도보다 더 제한될 수도 있다. 따라서, 핵연료 채널 내로의 삽입에 따라 정렬되는 하나의 다발 쌍은 그 체재 시간을 통해 보다 나은 정렬 및 보다 감소된 수압 저항을 나타낼 수도 있다. It is natural that the gain in CCP that can be achieved by the present invention is greater than that shown in Tables 1 and 2. The calculations underlying the results in Tables 1 and 2 indicate any misalignment of the five unconnected end plate joints between the six bundle pairs. However, the degree of rotation of one bundle pair during stay in the reactor may be more limited than the degree of rotation of individual bundles due to the doubled mass being rotated. Thus, one bundle pair aligned upon insertion into the fuel channel may exhibit better alignment and reduced hydraulic resistance through its stay time.
본 발명은 도8에 도시된 특이한 고리 형태의 상호연결 수단(34)에 관해 설명되어 있으나, 다른 형태 및 다른 배치의 상호연결 수단(34)도 가능하고 본 발명의 범주 내에 속한다는 것을 이해할 것이다. 예를 들어, 고리 형태의 상호연결 부재는 도6에 도시된 중심 크로스웨브(26)와 같은 단부 플레이트의 다른 웨브 부재 상에 위치될 수 있다. 그러나, 택일적인 상호연결 부재들은 다음과 같은 도8에 도시된 상호연결 부재와 유사한 기능을 제공해야만 한다. Although the invention has been described with respect to the unique annular interconnection means 34 shown in Figure 8, it will be understood that other forms and arrangements of the interconnection means 34 are possible and within the scope of the present invention. For example, the annular interconnect member may be located on another web member of the end plate, such as the
ㆍ조립의 용이(상호연결은 결합 및 분리가 용이해야 한다)ㆍ Easy to assemble (interconnection should be easy to combine and separate)
ㆍ가요성(상호연결부는 일생에 걸쳐 처지는 압력관을 통해 최소한의 다발 운동을 허여해야 하고, 핵연료 공급 및 방출시 요구되는 바와 같은 충분한 측방향 운동을 허여해야 한다)Flexibility (interconnections should allow minimal bundle movement through lifelong sagging pressure tubes and allow sufficient lateral movement as required for fuel supply and discharge)
ㆍ확실한 상호연결(다발 쌍들은 원자로 핵연료 채널들 내에서 이전되는 동안 정렬된 상태라야 한다. 이 요구 조건은 상호연결부가 핵연료 공급 작동시 부착된 상태이고, 상기 논의된 바와 같은 최소한의 다발 운동을 허여하는데 요구되는 이상으로 축방향으로 분리될 수 없음을 보여 준다)Definite interconnection (bundle pairs must be aligned during transfer within the reactor fuel channels. This requirement allows the interconnects to be attached during the fuel supply operation and allows for minimal bundle movement as discussed above. Shows that it cannot be separated in the axial direction beyond what is required to
ㆍ단순성(상호연결부는 양호하게는 기존의 핵연료 다발 단부 플레이트 설계에 대한 단순한 설계 변경이고 제조 또는 개조하기에 용이해야 한다)Simplicity (interconnections are preferably simple design changes to existing fuel bundle end plate designs and should be easy to manufacture or retrofit)
ㆍ저질량(상호연결부는 핵연료 다발의 Zr질량을 현저히 증가시켜서는 안된다)Low mass (interconnections should not significantly increase the Zr mass of the fuel bundle)
ㆍ양립 가능성(상호연결부는 핵연료 다발 취급 공구 및 핵연료 공급 공구, 핵연료 다발 분리기 또는 보호 플러그를 방해해서는 안된다)Compatibility (interconnections must not interfere with fuel bundle handling and fuel supply tools, fuel bundle separators or protective plugs)
ㆍ노 페널티(상호연결부는 채널 유동 상승을 설명하기 위한 CCP의 재분석은 별론으로 하고, 추가적인 라이센싱 승인이 추구되도록 프렛팅, 압력 강하 및 CHF에 영향을 주어서는 안된다)No penalty (interconnections are separate from the CCP's reanalysis to account for channel flow rises and should not affect frets, pressure drops and CHF so that additional licensing approvals are pursued)
ㆍ적용 가능성(상호연결부는 다양한 핵연료 다발 및 단부 플레이트 설계에 적용될 수 있어야 한다)Applicability (interconnections should be applicable to various fuel bundles and end plate designs)
본 발명에 따르면, 핵연료 채널 내의 모든 제2 다발은 상호연결 고리가 설치된 하나의 단부 플레이트를 가질 것이다. 다발 혼합의 가능성을 감소시키기 위해서, 상호연결 고리가 설치된 단부 플레이트는 색깔을 지니거나 바코드가 새겨질 수 있고 선택적인 리더(reader)가 적당한 정렬을 보장하는데 사용될 수 있다. 다른 적당한 확실한 방법들이 사용될 수 있다. According to the invention, every second bundle in the fuel channel will have one end plate provided with interconnecting rings. To reduce the likelihood of bundle mixing, the end plates with interconnected rings can be colored or barcoded and an optional reader can be used to ensure proper alignment. Other suitable sure methods can be used.
어떤 핵연료 다발 단부 플레이트들은 높은 출력을 지닌 핵연료 요소들의 영구적인 연장이기 때문에 약간 접시형으로 될 수도 있다. 단부 플레이트의 주변부 가까이에는 디슁(dishing) 효과가 최소이기 때문에, 도8에 도시된 바와 같이 외부 링 크로스웨브 상에 다발 상호연결 고리를 배치하는 것이 양호하다. 또한, 인접한 쌍을 이룬 다발의 대응 크로스웨브와 상호연결 고리 사이에 톨러런스(tolerance)를 제공하는 것은 고리의 파단을 유발하지 않고 약간의 단부 플레이트 변형을 허여한다.Some fuel bundle end plates may be slightly dished because they are permanent extensions of high power fuel elements. Since the dishing effect is minimal near the periphery of the end plate, it is preferable to place the bundle interconnect ring on the outer ring crossweb as shown in FIG. In addition, providing tolerance between the interconnecting rings and the corresponding crosswebs of adjacent paired bundles allows some end plate deformation without causing breakage of the rings.
여기에 청구되고 설명된 본 발명의 범주를 벗어나지 않는 범위 내에서 본 발명에 다양한 변형이 가해질 수 있다.Various modifications may be made to the invention without departing from the scope of the invention as claimed and described herein.
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