KR100977273B1 - 가압중수로형 원전의 핵연료 교체장치 - Google Patents

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Abstract

개시된 가압중수로형 원전의 핵연료 교체장치는 복수의 열 및 행으로 유동 홀이 형성된 바디와, 상기 바디의 일측에 결합된 핵연료 접촉부 및 상기 바디의 타측에 결합된 유량 제어부를 포함하되, 상기 유량 제어부는 유로를 제공하도록 복수의 슬롯이 형성된 오리피스 하우징과, 상기 오리피스 하우징에 결합되며, 상기 슬롯 상을 슬라이딩하여 상기 슬롯의 유로 면적을 조절하는 오리피스 링 및 상기 오리피스 하우징 및 상기 오리피스 링 사이에 개재되어 상기 오리피스 하우징에 대해 상기 오리피스 링을 슬라이딩시키는 스프링를 포함할 수 있다. 이에 의하면, 유량 제어부에서 슬롯의 유로 면적을 최적화하고, 유체력 변화에 따른 스프링의 수축 및 이완에 의하여 상기 슬롯 상에서 오리피스 링을 슬라이딩 시키게 되므로 유량 변화에 무관하게 유체력은 유지하면서 유체의 이동을 원활히 할 수 있어 채널 내부에서의 저유량 현상을 방지할 수 있다.

Description

가압중수로형 원전의 핵연료 교체장치{APPARATUS FOR EXCHANGING NUCLEAR FUEL OF PRESSURIZED HEAVY WATER REACTOR TYPE}
본 발명은 가압중수로형 원전의 핵연료 교체장치에 관한 것으로서, 특히 유량이 적은 칼란드리아 외곽 채널의 핵연료 교체 시 부족한 유체력을 보상하기 위해 사용되는 핵연료 교체 장치에 관한 것이다.
가압중수로형 원전의 원자로는 380개의 원형 모양의 핵연료 채널로 구성되며, 연료 교체는 연료 채널 내부에 흐르는 냉각수의 유체력을 이용한다.
즉, 연료 채널 상류 측에서 삽입한 신 연료는 냉각수의 유체력에 의해 하류로 밀려 내려가면서 구 연료를 밀어내며 교체가 이루어진다.
그러나, 380개의 연료 채널 중 최외곽 제1열 및 제2열 채널에서는 채널 내부의 냉각수 유량이 적어 자체의 유체력만으로는 연료 교체를 수행할 수 없다.
따라서, 부족한 유체를 보상하기 위하여 페어(FARE; Flow Assist Ram Extension}라 불리우는 핵연료 교체 장치를 사용한다.
상기 핵연료 교체 장치는 상기 신 연료를 상부에서 가압함으로써 채널 내부의 유동 저항을 증가시켜 연료가 냉각수 흐름에 따라 밀려 내려갈 수 있도록 하는 장치이다.
그러나, 종래에 사용되던 핵연료 교체 장치의 경우, 과도하게 채널 내부 유동을 저해하여, 즉 핵연료 교체장치가 채널 내에서 방해물로 작용하여 냉각수의 유동을 저해함으로써 채널 내의 저유량 현상을 야기시키는 문제점이 있다.
상기 저유량 현상의 발생에 의해 원자로의 핵연료관에 설치되어 있는 유량계의 지시치가 설정치 이하로 떨어지게 되면 주 제어실에 트립 신호가 발생하게 된다.
원전에서는 상기 저유량 트립 신호가 동시에 2회 발생할 경우, 자동으로 원자로의 가동이 정지되도록 설계되어 있다.
따라서, 핵연료 교체장치가 삽입된 채널 이외에 다른 채널에서 트립 신호가 동시에 발생하게 되면 발전소의 가동 정지 상황이 일어날 수 있는 문제가 있다.
본 발명은 상기의 문제점을 해결하기 위한 것으로서, 핵연료 교체장치가 삽입되는 채널에서 상기 연료 교체장치에 의한 저유량 현상의 발생을 방지할 수 있는 개선된 가압중수로형 원전의 핵연료 교체장치를 제공하는 것을 그 목적으로 한다.
본 발명에 따른 가압중수로형 원전의 핵연료 교체장치는 복수의 열 및 행으로 유동 홀이 형성된 바디와, 상기 바디의 일측에 결합된 핵연료 접촉부 및 상기 바디의 타측에 결합된 유량 제어부를 포함하되, 상기 유량 제어부는 유로를 제공하도록 복수의 슬롯이 형성된 오리피스 하우징과, 상기 오리피스 하우징에 결합되며, 상기 슬롯 상을 슬라이딩하여 상기 슬롯의 유로 면적을 조절하는 오리피스 링 및 상기 오리피스 하우징 및 상기 오리피스 링 사이에 개재되어 상기 오리피스 하우징에 대해 상기 오리피스 링을 슬라이딩시키는 스프링를 포함할 수 있다.
상기 유동 홀은 9열 8행의 등 간격으로 형성되되, 짝수 열과 홀수 열은 서로 엇갈리게 배치 형성될 수 있다.
상기 슬롯은 상기 스프링의 수축에 의하여 상기 유로 면적이 넓어지고, 이완에 의하여 상기 유로 면적이 좁아질 수 있다.
상기 스프링은 유량 범위가 10~20kg/s 이고, 유체력이 2800~3000N일 때, 0.5~0.9kgf/mm 이내일 수 있다.
상기 슬롯은 4개로, 총 유로 면적은 34cm2 이상일 수 있다.
본 발명에 따른 가압중수로형 원전의 핵연료 교체장치에 의하면, 유량 제어부에서 슬롯의 유로 면적을 최적화하고, 유체력 변화에 따른 스프링의 수축 및 이완에 의하여 상기 슬롯 상에서 오리피스 링을 슬라이딩 시키게 되므로 유량 변화에 무관하게 유체력은 유지하면서 유체의 이동을 원활히 할 수 있어 채널 내부에서의 저유량 현상을 방지할 수 있다.
이하 첨부된 도면을 참조하면서 본 발명에 따른 가압중수로형 원전의 핵연료 교체장치에 대하여 상세히 설명하기로 한다.
도 1은 본 발명의 일 실시예에 따른 가압중수로형 원전의 핵연료 교체장치를 개략적으로 나타낸 정면도이다. 도 2는 도 1의 가압중수로형 원전의 핵연료 교체장치를 개략적으로 나타낸 단면도이다. 도 3은 도 1의 슬롯에 대한 유체 흐름비와 하중 관계를 나타낸 그래프이다. 도 4는 도 1의 유동 홀에 대한 핵연료 교체장치의 위치와 유체 흐름비를 나타낸 그래프이다.
도 1 및 도 2를 참조하면, 본 발명의 핵연료 교체장치(100)는 바디(120)와, 상기 바디(120)의 일측에 결합된 핵연료 접촉부(110) 및 상기 바디(120)의 타측에 결합된 유량 제어부(130)를 포함한다.
상기 핵연료 접촉부(110)는 구 연료를 신 연료로 교체 시 상기 신 연료의 상부에 접촉되는 부분이다.
상기 유량 제어부(130)는 채널 내에서의 유량을 제어하기 위한 것으로서, 오리피스 하우징(131)과, 오리피스 링(133) 및 스프링(134)을 포함할 수 있다.
상기 오리피스 하우징(131)에는 유체의 이동 경로를 제공하는 복수의 슬롯(132)이 형성되며, 상기 슬롯(132)이 4개인 경우 그 유로 면적의 총합은 34cm2 이상이어야 채널 내에서 저유량 현상을 방지할 수 있다.
상기 오리피스 링(133)은 상기 오리피스 하우징(131)에 결합되며, 상기 슬롯(132) 상에서 슬라이딩될 수 있다.
상기 스프링(134)은 상기 오리피스 하우징(131)과 상기 오리피스 링(133) 사이에 개재되어 채널 내부를 흐르는 상류 측 유체의 유량에 의해 수축 또는 이완된다.
상기 스프링(134)에 가해지는 유압이 커 수축하게 되는 경우, 상기 오리피스 링(133)은 상기 스프링의 수축에 동반되어 일측, 즉 상부로 슬라이딩되어 상기 슬롯(132)의 유로 면적을 확장시키게 된다.
따라서, 유체의 유량 변화에 불구하고 유체력의 변화는 미미하여 연료 교체 시 안정적인 유체력이 보장될 수 있고, 슬롯(132)의 유로가 확장됨으로써 종래 채널 내의 저유량 현상을 방지할 수 있다.
여기서, 유체력과 채널의 유량은 반비례 관계에 있어 스프링(134)의 탄성계수 및 슬롯(134)의 유로 면적의 설계가 중요한 인자가 된다.
도 3을 참조하면, 본 발명의 상기 스프링(134)의 탄성계수는 유량 범위가 10~20kg/s 이고, 유체력이 2800~3000N일 경우, 0.5~0.9kgf/mm 이내일 수 있으며, 상기와 같이 슬롯(132)이 4개가 형성된 경우 유로의 총면적은 34cm2 이상을 가진다.
만일, 0.5kgf/mm 보다 작은 탄성 계수를 갖게 되면, 탄성력이 약해 상기 오리피스 링(133)의 슬라이딩을 가이드할 수 없게 되고, 0.9kgf/mm보다 크게 되면 저유량 개선이 안되는 문제가 있다.
여기서, 상기 10~20kg/s의 유량 범위 및 2800~3000N의 유체력은 핵연료 교체장치(100)가 채널에서 핵연료를 교체하기 위한 조건을 나타낸다.
또한, 유로의 총면적은 34cm2 미만인 경우 저유량 현상이 발생되게 된다.
상기 바디(120)에는 유체의 손실을 최소화하여 저유량 현상을 방지하기 위하여 상기 유체가 상기 바디(120) 내외를 통과할 수 있는 유동 홀(121)이 형성되며, 상기 유동 홀(121)은 상기 바디(120) 전면에 등 간격을 가지며 복수의 열과 행으로 형성된다. 여기서 복수의 열은 바디(120)의 길이방향으로 유동 홀(121)의 개수를 말하며, 복수의 행은 바디(120)의 원주방향으로 유동 홀(121)의 개수를 말한다.
상기 유동 홀(121)은 복수의 열 중 짝수 열과 홀수 열이 서로 엇갈리게 형성될 수 있는데, 이는 유체의 흐름비가 높아 유체 손실을 줄일 수 있다.
즉, 도 4를 참조하면, 유동 홀(121)이 바디(120)의 양 끝단에만 있는 경우(case 1), 길이 방향으로 4열의 유동 홀(121)이 형성된 경우(case 2), 길이 방향으로 8열의 유동 홀(121)이 형성된 경우(case 3), 길이 방향으로 8열의 유동 홀(120)이 형성되되, 1열 간격으로 엇갈리게 유동 홀(121)이 형성된 경우(case 4)에는 유체의 흐름비가 낮은데 비해, 길이 방향으로 9열의 유동 홀(120)이 형성되고 1열 간격으로 엇갈리게 유동홀(121)이 형성된 본 발명의 경우(case 5) 유체 흐름비가 높아 유체의 손실을 방지할 수 있다.
상기와 같은 구조의 가압중수로형 원전의 핵연료 교체장치(100)에 의하면, 유량 제어부(130)에서 슬롯(132)의 유로 면적을 최적화하고, 유체력 변화에 따른 스프링(134)의 수축 및 이완에 의하여 상기 슬롯(132) 상에서 오리피스 링(133)을 슬라이딩 시키게 되므로 유량 변화에 무관하게 유체력은 유지하면서 유체의 이동을 원활히 할 수 있어 채널 내부에서의 저유량 현상을 방지할 수 있다.
도 1은 본 발명의 일 실시예에 따른 가압중수로형 원전의 핵연료 교체장치를 개략적으로 나타낸 정면도.
도 2는 도 1의 가압중수로형 원전의 핵연료 교체장치를 개략적으로 나타낸 단면도.
도 3은 도 1의 슬롯에 대한 유체 흐름비와 하중 관계를 나타낸 그래프.
도 4는 도 1의 유동 홀에 대한 핵연료 교체장치의 위치와 유체 흐름비를 나타낸 그래프.
<도면의 주요부분에 대한 부호의 설명>
100... 핵연료 교체장치 110... 핵연료 접촉부
120... 바디 121... 유동 홀
130... 유량 제어부 131... 오리피스 하우징
132... 슬롯 133... 오리피스 링
134... 스프링

Claims (5)

  1. 삭제
  2. 복수의 열로 유동 홀(121)이 형성된 바디(120); 상기 바디(120)의 일측에 결합된 핵연료 접촉부(110); 및 상기 바디(120)의 타측에 결합된 유량 제어부(130)를 포함하되,
    상기 유량 제어부(130)는: 유로를 제공하도록 복수의 슬롯(132)이 형성된 오리피스 하우징(131); 상기 오리피스 하우징(131)에 결합되며, 상기 슬롯(132) 상을 슬라이딩하여 상기 슬롯(132)의 유로 면적을 조절하는 오리피스 링(133); 및 상기 오리피스 하우징(131) 및 상기 오리피스 링(133) 사이에 개재되어 상기 오리피스 하우징(131)에 대해 상기 오리피스 링(133)을 슬라이딩시키는 스프링(134)를 포함하고,
    상기 유동 홀(121)은 상기 바디(120)의 길이 방향으로 9열의 등 간격으로 형성되되, 짝수 열과 홀수 열은 서로 엇갈리게 배치 형성되는 것을 특징으로 하는 가압중수로형 원전의 핵연료 교체장치.
  3. 청구항 2에 있어서,
    상기 슬롯(132)은 상기 스프링(134)의 수축에 의하여 상기 유로 면적이 넓어지고, 이완에 의하여 상기 유로 면적이 좁아지는 것을 특징으로 하는 가압중수로형 원전의 핵연료 교체장치.
  4. 청구항 2에 있어서,
    상기 스프링(134)의 탄성계수는 유량 범위가 10~20kg/s 이고, 유체력이 2800~3000N일 때, 0.5~0.9kgf/mm 이내인 것을 특징으로 하는 가압중수로형 원전의 핵연료 교체장치..
  5. 삭제
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* Cited by examiner, † Cited by third party
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KR100701623B1 (ko) * 2004-03-05 2007-03-30 이정윤 원자력 발전소의 운전 정지시 핵연료를 방출하기 위한장치 및 그 방법
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