KR101913445B1 - 핵 연료봉 플레넘 스프링 조립체 - Google Patents
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Abstract
본 발명은 그라운드 토션 스프링의 하부 단부에 부착된 스페이서를 갖는 핵 연료봉 플레넘 스프링 조립체에 관한 것이다. 스페이서는 최상부 연료 펠릿의 상부 표면 위의 스프링의 하중을 분산시키도록 상부 연료 펠릿의 상부 표면에 맞서 누르는 하측면 상의 실질적으로 평평한 표면을 가진다.
Description
본 발명은 일반적으로, 핵 원자로 내부 구조 그리고 더 구체적으로 플레넘 스프링에 의해 제 위치에 홀딩되는 클래딩 내에서 유효 성분을 사용하는 연료봉과 같은 컴포넌트에 관한 것이다.
압력 하의 물로 냉각되는 핵 원자로 파워 발생 시스템의 일차 측면은 격리되고 그리고 유용한 에너지의 생산을 위해 이차 측면과 열 교환 관계에 있는 폐쇄 회로를 포함한다. 일차 측면은 핵분열성 물질을 함유하는 복수의 연료 조립체를 지지하는 노심 내부 구조를 포함하는 원자로 용기, 열 교환 스팀 발생기 내의 일차 회로, 가압기의 내부 볼륨, 펌프 및 가압된 물을 순환시키기 위한 파이프를 포함하고; 파이프는 원자로 용기에 스팀 발생기와 펌프의 각각을 독립적으로 연결한다. 스팀 발생기, 펌프, 및 용기에 연결되는 파이프의 시스템을 포함하는 일차 측면의 부분의 각각은 일차 측면의 루프를 형성한다.
도시의 목적을 위해서, 도 1은 핵 노심(14)을 포함하는 마개 헤드(12)를 갖는 일반적으로 원통형 원자로 압력 용기(10)를 포함하는, 단순화된 핵 원자로 일차 시스템을 나타낸다. 물과 같은 액상 원자로 냉각제는 열 에너지가 열이 스팀 구동 터빈 발전기와 같은, 이용 회로(미도시)로 전달되는, 일반적으로 스팀 발생기로 언급되는, 열 교환기(18)로 흡수되고 그리고 방출되는 노심(14)을 통해 펌프(16)에 의해 용기(10)로 펌프된다. 그런 후에 원자로 냉각제는 펌프(16)로 복귀되고, 일차 루프를 완료한다. 일반적으로, 복수의 위의 설명된 루프는 원자로 냉각제 파이핑(20)에 의해 단일 원자로 용기(10)에 연결된다.
예시적인 원자로 설계가 도 2에 더 구체적으로 도시된다. 복수의 평행한, 수직인, 함께-연장하는 연료 조립체(22)로 구성된 노심(14)에 덧붙여, 본 설명의 목적을 위해, 다른 용기 내부 구조는 하부 내부(24)와 상부 내부(26)로 나누어질 수 있다. 종래의 설계에서, 하부 내부의 기능은 용기 내의 직접 흐름은 물론 노심 컴포넌트와 계장을 지지하고, 정렬하며 그리고 안내하는 것이다. 상부 내부는 연료 조립체(22)(본 도면에서 단순함을 위해 단지 두 개만이 도시됨)를 위한 이차 제한을 억제하거나 또는 제공하고, 그리고 제어봉(28)과 같은 계장 및 컴포넌트를 지지하고 안내한다. 도 2에 도시된 예시적인 원자로에서, 냉각제는 하나 이상의 입구 노즐(30)을 통해 원자로 용기(10)로 유입하고, 용기와 노심 베럴(32) 사이의 애뉼러스를 통해 아래로 흐르며, 하부 플레넘(34)에서 180°터닝되고, 연료 조립체(22)가 안치되는 하부 지지 플레이트(37)와 하부 노심 플레이트(36)를 통해 그리고 조립체를 통해 그리고 주위로 상향 통과한다. 일부 설계에서, 하부 지지 플레이트(37) 및 하부 노심 플레이트(36)는 도면부호(37)와 동일한 높이에서, 단일 구조, 하부 노심 지지 플레이트에 의해 대체된다. 노심 및 주변 영역(38)을 통한 냉각제 흐름은 대략적으로 초당 20피트의 속도에서, 4 루프 플랜트 동안 분당 약 400,000 갤론으로 일반적으로 크다(일반적으로, 유속은 루프당 대략적으로 100,000 갤론/분이다). 결과 압력 강하 및 마찰력은 움직임이 원형 상부 노심 플레이트(40)를 포함하는, 상부 내부에 의해 제한되는 연료 조립체가 상승하도록 하는 경향이 있다. 노심(14)을 빠져나가는 냉각제는 상부 노심 플레이트(40)의 하측면을 따라서 그리고 복수의 천공(42)을 통해 위로 흐른다. 그런 후에 냉각제는 하나 이상의 출구 노즐(44)로 위로 그리고 방사상으로 흐른다.
상부 내부(26)는 용기 또는 용기 헤드로부터 지지될 수 있고 상부 지지 조립체(46)를 포함할 수 있다. 하중이 복수의 지지 칼럼(48)에 의해 일차로 상부 지지 조립체(46)와 상부 노심 플레이트(40) 사이에 전달된다. 지지 칼럼은 상부 노심 플레이트(40)에서 선택된 연료 조립체(22)와 천공(42) 위에 정렬된다.
직선으로 이동가능한 제어봉(28)은 일반적으로, 상부 내부(26)를 통해 그리고 제어봉 가이드 튜브(54)에 의해 정렬된 연료 조립체(22)로 안내되는 중성자독봉의 구동 샤프트(50)와 스파이더 조립체(52)를 포함한다. 가이드 튜브는 상부 지지 조립체(46)에 일 단부에서 고정되게 결합되고 그리고 상부 노심 플레이트(40)의 상부에 맞춰진 스플릿 핀력에 의해 상부 노심 플레이트의 상부에 다른 단부에서 연결된다. 핀 구성은 필요하다면 가이드 튜브 조립 및 교체의 용이함을 제공하고 그리고 특히, 지진 또는 다른 고하중 사고 조건 하의 노심 하중이 가이드 튜브(54)가 아닌 지지 칼럼(48)에 의해 일차로 발생한다는 것을 보장한다. 이러한 지지 칼럼 배열은 제어봉 삽입 능력에 불리하게 영향을 미칠 수 있는 사고 조건 하에서 가이드 튜브 변형을 지연시키는 것을 돕는다.
도 3은 일반적으로 도면 부호(22)로 표시된 연료 조립체의 수직으로 축소된 형태로 표현된 입면도이다. 연료 조립체(22)는 가압 수형 원자로에 사용된 유형이고 그리고 하부 단부에, 바닥 노즐(58)을 포함하는 구조적 골격을 가진다. 바닥 노즐(58)은 핵 원자로의 노심 영역에 하부 노심 지지 플레이트(36) 상의 연료 조립체(22)를 지지한다. 바닥 노즐(58)에 더해서, 연료 조립체(22)의 구조적 골격은 또한 상부 단부에 상부 노즐(62)을 포함하고 그리고 바닥 및 상부 노즐(58, 62) 사이에 종방향으로 연장하고 그리고 반대편 단부에 단단히 부착된 다수의 가이드 딤블(54)을 포함한다.
연료 조립체(22)는 가이드 딤블(54)(가이드 튜브로도 언급됨)을 따라 축선방향으로 이격된 그리고 그것에 장착된 복수의 횡방향 그리드(64) 및 그리드(64)에 의해 횡방향으로 이격되고 그리고 지지되는 연신된 연료봉(66)의 조직화된 어레이를 더 포함한다. 도 3에 보여질 수 없음에도, 그리드(64)는 종래적으로, 연료봉(66)이 서로 횡방향으로 이격된 관계로 지지되는 것을 통해 대략적으로 사각형 지지 셀을 규정하는 네 개의 스트랩의 인접한 인터페이스를 갖는 에그-크레이트 패턴에 개재된 직교 스트랩으로부터 형성된다. 많은 종래의 설계에서, 스프링 및 딤플은 지지 셀을 형성하는 스트랩의 반대편 벽에 스탬프된다. 스프링 및 딤플은 지지 셀로 방사상으로 연장하고 그리고 그들 사이에 연료봉을 캡처하며; 제 위치에 봉을 홀딩하도록 연료봉 클래딩 상에 압력을 가한다. 또한, 조립체(22)는 바닥과 상부 노즐(58, 62) 사이에 연장하고 그들에 장착되는 중심에 위치된 계장 튜브(68)를 가진다. 그러한 부분의 배열과 함께, 연료 조립체(22)는 부분의 조립체를 손상시키지 않고 종래적으로 취급될 수 있는 일체형 유니트를 형성한다.
위에 언급된 바와 같이, 조립체(22)에 어레이에서 연료봉(66)은 연료 조립체 길이를 따라서 이격된 그리드(64)에 의해 서로 이격된 관계로 홀딩된다. 각각의 연료봉(66)은 복수의 핵연료 펠릿(70)을 포함하고 상부 및 하부 단부 마개(72, 74)에 의해 반대편 단부에서 닫힌다. 펠릿(70)은 상부 단부 마개(72)와 펠릿 스택의 상부 사이에 배치된 플레넘 스프링(76)에 의해 스택에서 유지된다. 핵분열성 물질로 구성된, 연료 펠릿(70)은 원자로의 무효 전력을 생성할 책임이 있다. 펠릿을 둘러싼 클래딩은 핵분열 부산물이 냉각제에 유입하고 그리고 또한 원자로 시스템을 오염시키는 것을 방지하는 장벽으로서 기능한다.
핵분열 과정을 제어하기 위해, 다수의 제어봉(78)은 연료 조립체(22)에 미리정해진 위치에 위치된 가이드 딤블(54)에서 상호간에 이동가능하다. 특히, 상부 노즐(62) 위에 위치된, 봉 클러스터 제어 메커니즘(80)은 제어봉(78)을 지지한다. 제어 메커니즘은 복수의 방사상으로 연장하는 플루크 또는 아암(52)을 갖는 내부로 스레드된 원통형 허브 부재(82)를 가진다. 모두 공지된 방법으로, 제어봉 메커니즘(80)이 가이드 딤블(54)에서 수직으로 제어봉을 이동하도록 작동가능하고 그로써 제어봉 허브(80)에 결합되는 제어봉 구동 샤프트(50)의 원동력 하에, 연료 조립체(22)에서 핵분열 과정을 제어하도록, 각각의 아암(52)은 제어봉(78)에 상호연결된다.
앞서 언급된 바와 같이, 연료 조립체는 연료봉의 중량을 초과하는 유압식 힘에 영향받고 그리고 그로써 연료봉과 연료 조립체에 상당한 힘을 가한다. 덧붙여, 연료봉 클래딩으로부터 냉각제로의 열의 전달을 촉진하는, 많은 그리드의 스트랩의 상부 표면 상의 믹싱 베인에 의해 야기된 노심에 냉각제에서 상당한 난기류가 있다. 실질적인 유동력과 난기류는 연료봉의 움직임이 제한되지 않는다면 연료봉 클래딩의 심각한 진동을 초래할 수 있다.
최근에, 제조 동안 백 필(back fill) 및 실링에 이어서 연료봉의 일부에 연료봉 플레넘에서 발견된 작은 펠릿 칩에 관한 관심이 표현되었다. 일 조사는 상부 펠릿 치핑에 책임이 있는 하나의 메커니즘이 연료 펠릿의 상부 표면 상의 비균등 압력 분포임을 제안한다. 플레넘 스프링의 단부 코일은 상부 펠릿과 완벽하게 접촉하지 않는 것이 결론지어진다. 이것은 상부 펠릿 표면의 일부가 치핑을 야기할 수 있는 상당한 축선방향 하중을 겪도록 유도한다. 이러한 영향은 압력 테스트 동안 확인되었다. 플레넘 스프링 설계가 단부 코일 스프링 지오메트리에 대응하는 제한된 접촉 영역으로 인해 인터페이스하는 펠릿의 상부 표면 상에 균등한 압력 분포를 제공할 수 없다는 것이 언급되어야만 한다. 플레넘 스프링(76)의 더 양호한 도면은 단부 코일 지오메트리(84)를 분명히 나타내는 도 4에 대한 참조에 의해 가져질 수 있다.
따라서, 연료 엘리먼트 클래딩 내에 연료 펠릿을 홀딩 다운하는 개선된 수단은 상부 펠릿의 상부 표면 상에 균등한 압력을 제공할 것이 요구된다.
또한, 그러한 개선된 설계는 설치를 용이하게 하고, 예상 밖의 설치 실수의 결과를 제한하며 그리고 잠재적인 성능 문제를 최소화하는 것이 요구된다.
본 발명의 목적은 상부 펠릿의 상부 표면 상에 균등한 압력을 제공하는, 연료 엘리먼트 클래딩 내에 연료 펠릿을 홀딩 다운하는 개선된 수단을 제공하는 것이다. 본 발명의 또 다른 목적은 설치를 용이하게 하고, 예상 밖의 설치 실수의 결과를 제한하며 그리고 잠재적인 성능 문제를 최소화하는, 개선된 설계를 제공하는 것이다.
이들 그리고 다른 목적이 핵 노심에서의 사용을 위한, 연료 엘리먼트 또는 제어봉과 같은, 개선된 연신된 반응 부재에 의해 달성된다. 반응 부재는 튜블러 클래딩의 중심 중공 공동의 상부 단부를 밀폐하는 상부 단부 마개 및 튜블러 클래딩의 중심 중공 공동의 바닥 단부를 밀폐하는 하부 단부 마개를 갖는 반응 부재의 연신된 길이를 실질적으로 연장하는 튜블러 클래딩으로부터 형성된다. 능동 엘리먼트는 중심 중공 공동의 하부 부분을 실질적으로 차지하고 그리고 스프링은 상부 단부 마개와 능동 엘리먼트의 상부 표면 사이에 실질적으로 연장해서, 하부 단부 마개를 향해 능동 엘리먼트를 누른다. 스페이서는 스프링의 하부 단부와 능동 엘리먼트의 상부 표면 사이에 위치되어, 스프링에 의해 직접적으로 적용될 수 있는 것보다 더 큰 능동 엘리먼트의 상부 표면의 부분에 걸쳐 스프링의 힘을 분산시킨다.
일 실시예에서, 스프링은 그라운드 토션 스프링이고 그리고 바람직하게 스프링은 스페이서에 기계적으로 또는 야금적으로 부착된다. 바람직하게, 스페이서는 능동 엘리먼트의 상부 표면을 마주하는 실질적으로 평평한 헤드 및 스프링에 부착되는 반대편 측면을 갖는 클래딩의 연신된 크기의 축선 방향으로 연장하는 반대편 측면을 가진다. 바람직하게, 반대편 측면의 말단부는 헤드의 폭보다 더 작은 폭을 갖고 필릿이 헤드의 폭과 말단부의 폭 사이에 형성된다.
또 다른 실시예에서, 개구부는 스페이서를 통해 능동 엘리먼트의 상부 표면을 마주하는 측면으로부터 헤드를 통해 그리고 반대편 측면의 말단부 밖으로 연장한다. 바람직하게, 개구부의 적어도 일부는 6각형의 윤곽을 가진다.
스프링이 스페이서에 기계적으로 부착되는 일 실시예에서, 나선형 스레드는 스페이서의 반대편 단부의 방사상 표면을 따라 축선방향으로 연장하고 그리고 스프링의 하부 부분은 나선형 스레드 주위로 와인딩된다. 스프링이 스페이서에 기계적으로 부착되는, 또 다른 실시예에서, 스페이서의 반대편 측면의 상부 부분은 스프링에 기계적으로 부착하는 외부로, 방사상으로 연장하는 립을 갖는 스플릿 튜브이다.
일 실시예에서, 반응 부재는 핵 연료 엘리먼트이고 그리고 또 다른 실시예에서, 반응 부재는 핵 제어봉이다.
바람직하게, 스페이서는 실질적으로 둥글고 그리고 클래딩의 내벽으로부터 이격된다.
본 발명의 연료봉 플레넘 스프링 조립체 설계는 펠릿-스페이서 접촉에서 균등한 압력 분포를 제공하고 그리고 작은 펠릿 칩 마이그레이션에 대한 포텐셜을 감소시키는 설계 목적을 충족시킬 수 있다. 그 설계는 또한 스페이서 설치를 용이하게 하고, 예상 밖의 설치 실수의 결과를 제한하며 그리고 잠재적인 성능 문제를 최소화하는 특징을 포함한다.
본 발명의 또 다른 이해는 첨부된 도면과 관련해서 읽혀질 때 바람직한 실시예에 관한 다음의 설명으로부터 얻어질 수 있고 여기서:
도 1은 본 발명이 적용될 수 있는 핵 원자로 시스템의 단순화된 스키매틱이고;
도 2는 본 발명이 적용될 수 있는 핵 원자로 용기와 내부 컴포넌트의 부분적으로 단면에서의 입면도이며;
도 3은 명료함을 위해 생략된 부분을 갖는 수직으로 축소된 형태로 도시된 연료 조립체의, 부분적으로 단면에서의, 입면도이고;
도 4는 단부 코일 지오메트리를 도시하는 플레넘 스프링의 투시도이며;
도 5는 본 발명의 일 실시예의 스레드된 스페이서의 투시도이고;
도 6은 도 5에 도시된 실시예의 단면도이며;
도 7은 본 발명의 스페이서의 2-슬롯 스플릿 튜브 실시예의 투시도이고;
도 8은 본 발명의 스페이서의 4-슬롯 스플릿 튜브 실시예의 투시도이며; 그리고
도 9는 본 발명의 스페이서-스프링 조립체의 용접된 와셔 실시예의 측면도이다.
도 1은 본 발명이 적용될 수 있는 핵 원자로 시스템의 단순화된 스키매틱이고;
도 2는 본 발명이 적용될 수 있는 핵 원자로 용기와 내부 컴포넌트의 부분적으로 단면에서의 입면도이며;
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도 8은 본 발명의 스페이서의 4-슬롯 스플릿 튜브 실시예의 투시도이며; 그리고
도 9는 본 발명의 스페이서-스프링 조립체의 용접된 와셔 실시예의 측면도이다.
언급된 목적을 달성하기 위해서, 본 발명은 균등한 접촉 분포를 생성하고 그리고 연료봉 플레넘과 펠릿 스택 사이의 칩 마이그레이션 포텐셜을 감소시키도록 플레넘 스프링과 연료 펠릿 스택의 상부 펠릿 사이에 중간 부분을 도입한다. 상부 펠릿과 스프링 단부 코일 사이의 신규한 중간 엘리먼트는 균등한 압력 분포를 제공하고 그리고 칩 마이그레이션 포텐셜을 감소시키도록 설계된다. 바람직하게, 본 엘리먼트는 기존 플레넘 스프링에 부착된다. 도 5 및 도 6에 도시된, 일 실시예에서, 중간 엘리먼트는 플레넘 스프링과 상부 펠릿의 상부 표면 사이에 인터페이스를 형성하는 스레드된 스페이서(86)이다. 스페이서(86)는 상부 펠릿의 상부 표면 상의, 실질적으로 평평한 헤드(88)에 걸쳐 균등한 접촉 압력을 제공하고 그리고 작은 펠릿 칩 마이그레이션에 대한 포텐셜을 감소시키도록 설계된다. 스레드된 스페이서는 또한 스프링 조립 프로세스에 대해 스페이서를 용이하게 하는 특징을 가진다. 스레드된 스페이서(86)는 플레넘 스프링 조립체가 부정확하게 설치되는 예상 밖의 이벤트에서 적절한 연료봉 가압을 용이하게 하도록 그리고 임의의 관련된 성능 문제를 방지하도록 중심 홀(90)을 가진다. 연료봉이 He로 적절하게 가압되지 않는다면 그것은 연료 조립체 그리드 스프링에 의해 적용된 홀딩력을 감소시킬 수 있는, 적절한 연료봉 내부 압력에 의해 보상되지 않는 높은 시스템 외부 작동 압력으로 인해 직경에서의 감소를 겪을 수 있다. 또한, 부적절한 가압은 펠릿과 클래딩 사이의 낮은 열 전도도로 인해, 증가된 연료 엘리먼트 작동 온도로 유도할 수 있어서, 가능하게, 초과 클래드 부식 및 잠재적인 연료 용융을 초래한다. 이러한 성능 문제 중 어느 하나는 연료봉 실패로 유도할 수 있어서 냉각제로의 원치않는 핵분열 생성물 릴리스를 초래한다. 중심 홀(90)은 스프링(76)에 스페이서(86)의 후방 튜블러 부분을 결합시키는 것을 용이하게 하도록 평평한 헤드(88)에 개구부에서 6각형의 윤곽(92)을 가진다. 후방 튜블러 부분은 헤드(88)의 후방 측면 가까이에 반대편 단부(96)로부터 연장하는 나사형 스레드(94)를 가진다. 단부 코일이 헤드(88)의 후부 상에 편안하게 안치될 때까지 플레넘 스프링(76) 상에 스페이서(86)를 와인딩하도록 6각형으로된 툴이 6각형 개구부(92)에 삽입될 수 있다.
바람직하게, 스레드된 스페이서(86)는 연료 엘리먼트 축선 방향으로 두 개의 기능 영역: 펠릿/클래드 인터페이스 영역(88) 및 스프링 인터페이스 영역(98)을 기본적으로 포함하는 하나의 기계화된 피스이다. 바람직하게, 스페이서(86)의 총 길이는 클래딩의 스페이서 내부의 회전을 방지해야만 한다. 스페이서의 펠릿/클래드 인터페이스(88) 최대 직경은 스페이서가 클래드 구조적 무결성을 위태롭게 하지 않는다는 것을 보장하도록 모든 조건 하에서 펠릿 최소 외부 직경보다 작아야만 한다. 바람직하게, 펠릿/클래드 인터페이스(88) 최대 길이, 즉, 연료 엘리먼트 축선방향으로의 크기는 실제로 가능한 만큼 매우 작아야만 한다. 펠릿/클래드 인터페이스 길이 최소값은 제조 동안 스프링력 및 왜곡을 균등하게 분포시키는 능력에 의해 제한된다. 펠릿/클래드 인터페이스 길이의 최대값은 추가적인 스프링 압축 및 봉 내부 압력 페널티에 의해 제한된다. 일반적으로, 플레넘 스프링은 각각의 연료봉 유형에 대한 힘의 범위 내에서 미리-결정된 힘으로 연료봉 가공 동안 압축된다. 범위 내에서의 최대 힘은 연료봉 용접과 펠릿의 구조적 무결성을 보장하도록 확립된다. 범위에 의해 설정된 최대치 이상의 힘은 적절한 단부 마개 용접을 생성하는 능력을 손상시킬 수 있다. 플레넘 스프링의 압축량은 플레넘 길이에 의해 제어된다. 연료 엘리먼트 클래딩 내의 자유 부피는 원자로 작동 동안 릴리스되는 핵분열 가스를 수용해야만 한다. 그러므로, 임의의 플레넘 부피에서의 감소는 작동 수명에 걸쳐 연료봉 내부 압력에서의 증가를 초래할 것이고, 그것은 예측되지 않은 연료봉 외부 직경 증가로 유도할 수 있어서 클래딩과 펠릿 사이의 열 전도도에서의 감소를 초래할 수 있다. 펠릿/클래드 인터페이스 영역(88)은 플레넘 길이 및 플레넘 부피를 감소시킬 것이고 플레넘 스프링 디플렉션/힘 및 봉 내부 압력을 증가시킬 것이다. 스페이서의 펠릿/클래드 영역의 길이는 그것이 스프링의 설계에 계수화되는 한에는 허용가능하다는 것이 확인되었다. 필릿 반경(100)은 스페이서 베어링 표면에 대한 펠릿에서의 압력 집중을 방지하도록 헤드(88)의 후측면과 튜블러 단면(102) 사이에 존재해야만 한다. 스프링 인터페이스(98) 상의 스레드 크기와 프로파일은 스프링 와이어와 스레드 프로파일 사이의 적절한 맞춤을 허용하도록 스프링 설계에 따른다. 스레드 배니쉬 존은 스레드(94)와 필릿(100) 사이의 영역이고 그리고 스레드 배니쉬 존 직경 더하기 2배의 스프링 인터페이스 필릿 반경은 스프링 단부 코일과 스페이서(86) 사이의 적절한 인터페이스를 보장하도록 최소 스프링 내부 직경을 초과하지 않아야만 한다. 중심 홀(90) 직경은 "부정확한" 조립체 설치의 경우에 연료봉 가압을 허용하도록 존재해야만 하고 그리고 6각형의 크기는 조립 동안 요구되는 토크를 적용하기에 충분해야만 한다. 토크는 스페이서가 운송 또는 취급 동안 "느슨해지는 것"("from becoming" loose)을 방지하기에 그리고 설치 동안 스프링 손상을 완화하기에 충분해야만 한다.
압력 테스트는 스페이서가 균등한 압력 분포를 제공할 수 있다는 것을 나타내고 그리고 스페이서 설계가 작은 펠릿 치핑 빈도를 감소시킨다는 것을 확인한다. 부가적으로, 본 실시예의 연료봉 플레넘 스프링 조립체 설계는 펠릿-스페이서 접촉에서 균등한 압력 분포를 제공하고 그리고 작은 펠릿 칩 마이그레이션에 대한 포텐셜을 감소시키는 설계 목적을 충족시킬 수 있다. 그 설계는 또한 스페이서 설치를 용이하게 하고, 예상 밖의 설치 실수의 결과를 제한하며 그리고 잠재적인 성능 문제를 최소화하는 특징을 포함한다.
도 7, 8 및 9는 도 5 및 도 6에 도시된 스레드된 스페이서에 대한 대안적인 실시예를 나타낸다. 도 7, 8 및 9 각각에 도시된 실시예는 도 5 및 6에 도시된 스레드된 스페이서에 대해 앞서 설명되었던 바와 동일한 평평한 헤드(88)를 가진다. 도 7 및 8에서, 스페이서의 후측은 180°떨어져 이격된 슬롯을 구비한 도 7에 도시된 실시예를 갖는 슬롯된 튜블러 부재(106)인 반면에 도 8에 실시예는 90°떨어져 이격된 슬롯을 가진다. 두 개의 실시예의 각각은 스프링에 스페이서를 고정시키도록 스프링(76)의 렁(rung)에 걸쳐 맞춰지는 립(108)을 가진다. 도 9에 도시된 실시예에서, 헤드(88)는 플레넘 스프링(76)의 단부 코일에 직접 용접된다.
본 발명의 소정 실시예가 구체적으로 설명되었지만, 이들 세부사항에 대한 다양한 수정 및 대안이 개시의 전체 교시의 관점에서 전개될 수 있다는 것이 해당 기술분야의 당업자에 의해 이해될 것이다. 예를 들어, 이전 실시예가 핵 연료 엘리먼트에 적용되는 바와 같이 설명됨에도, 여기 교시된 스프링 및 스페이서 조립체는 제어봉에도 적용될 수 있고, 능동 엘리먼트는 핵분열 연료 펠릿보다는 중성자 흡수체일 것이다. 따라서, 개시된 특정 실시예는 설명하도록만 의도되며 그리고 첨부된 청구항 및 임의의 그리고 모든 그것의 등가물의 전체 사상이 주어지는 본 발명의 범위에 대해 한정하지 않는다.
Claims (15)
- 반응 부재(66)의 연신된 길이를 실질적으로 연장하는 튜블러 클래딩;
상기 튜블러 클래딩의 중심 중공 공동의 상부 단부를 밀폐하는 상부 단부 마개(72);
상기 튜블러 클래딩의 상기 중심 중공 공동의 바닥 단부를 밀폐하는 하부 단부 마개(74);
상기 중심 중공 공동의 하부 부분을 실질적으로 차지하는 능동 엘리먼트(70);
상기 상부 단부 마개(72)와 상기 능동 엘리먼트(70)의 상부 표면 사이에 실질적으로 연장하고, 상기 하부 단부 마개(74)를 향해 상기 능동 엘리먼트를 누르는 스프링(76); 및
상기 스프링에 의해 직접 적용될 수 있는 것보다 더 큰 상기 능동 엘리먼트의 상기 상부 표면의 부분에 걸쳐 상기 스프링의 힘을 분산시키는, 상기 스프링(76)의 하부 단부와 상기 능동 엘리먼트(70)의 상기 상부 표면 사이의 스페이서(86)를 포함하고,
상기 스페이서는 상기 능동 엘리먼트의 상부 표면을 향하는 평평한 헤드와 상기 클래딩의 연신된 크기의 축선방향으로 연장되는 반대편 측면을 갖고, 상기 반대편 측면은 상기 스프링 내에 연장되어 상기 스프링에 기계적으로 부착되는 말단부를 구비하고 상기 말단부의 직경은 상기 헤드의 직경보다 작은 것을 특징으로 하는 핵 노심(14)에서의 사용을 위한 연신된, 반응 부재(66). - 제 1항에 있어서,
상기 스프링(76)은 그라운드 토션 스프링인 것을 특징으로 하는 반응 부재(66). - 삭제
- 삭제
- 삭제
- 제 1항에 있어서,
필릿(100) 반경은 상기 헤드의 폭과 상기 말단부의 폭 사이에 형성되는 것을 특징으로 하는 반응 부재(66). - 제 1항에 있어서,
개구부(90)는 상기 스페이서(86)를 통해 상기 능동 엘리먼트(70)의 상기 상부 표면을 마주하는 측면으로부터 상기 헤드(88)를 통해 그리고 상기 반대편 측면(96)의 말단부 밖으로 연장하는 것을 특징으로 하는 반응 부재(66). - 제 7항에 있어서,
상기 개구부(90)의 적어도 일부는 6각형의 윤곽(92)을 갖는 것을 특징으로 하는 반응 부재(66). - 제 1항에 있어서,
나선형 스레드(94)는 상기 스페이서(86)의 상기 반대편 측면(96)의 말단부의 방사상 표면을 따라 축선방향으로 연장하고 그리고 상기 스프링(76)의 하부 부분은 상기 나선형 스레드 주위로 와인딩되는 것을 특징으로 하는 반응 부재(66). - 제 1항에 있어서,
상기 스페이서(86)의 상기 반대편 측면(96)의 상부 부분은 상기 스프링(76)에 기계적으로 부착하는 외부로, 방사상으로 연장하는 립(108)을 갖는 스플릿 튜브(106)인 것을 특징으로 하는 반응 부재(66). - 제 1항에 있어서,
상기 스프링(76)의 하부 단부는 상기 스페이서(86)에 용접되는 것을 특징으로 하는 반응 부재(66). - 제 1항에 있어서,
상기 반응 부재는 핵 연료 엘리먼트인 것을 특징으로 하는 반응 부재(66). - 제 1항에 있어서,
상기 반응 부재는 핵 제어봉(28)인 것을 특징으로 하는 반응 부재(66). - 제 1항에 있어서,
상기 스페이서(86)는 실질적으로 둥글고 그리고 상기 클래딩의 내벽으로부터 이격되는 것을 특징으로 하는 반응 부재(66). - 핵 연료 엘리먼트(66)의 연신된 길이를 실질적으로 연장하는 튜블러 클래딩;
상기 튜블러 클래딩의 중심 중공 공동의 상부 단부를 밀폐하는 상부 단부 마개(72);
상기 튜블러 클래딩의 상기 중심 중공 공동의 바닥 단부를 밀폐하는 하부 단부 마개(74);
상기 중심 중공 공동의 하부 부분을 실질적으로 차지하는 핵 연료 펠릿(70)의 어레이;
상기 상부 단부 마개(72)와 상기 핵 연료 펠릿(70)의 상부 표면 사이에 실질적으로 연장하고, 상기 하부 단부 마개(74)를 향해 상기 핵 연료 펠릿을 누르는 스프링(76); 및
상기 스프링에 의해 직접 적용될 수 있는 것보다 더 큰 상기 핵 연료 펠릿의 상기 상부 표면의 부분에 걸쳐 상기 스프링의 힘을 분산시키는, 상기 스프링(76)의 하부 단부와 상기 핵 연료 펠릿(70)의 상기 상부 표면 사이의 스페이서(86)를 포함하는 것을 특징으로 하는 상기 핵 연료 엘리먼트의 적어도 일부를 갖는 복수의 핵 연료 엘리먼트(66)를 구비하고,
상기 스페이서는 능동 엘리먼트의 상부 표면을 향하는 평평한 헤드와 상기 클래딩의 연신된 크기의 축선방향으로 연장되는 반대편 측면을 갖고, 상기 반대편 측면은 상기 스프링 내에 연장되어 상기 스프링에 기계적으로 부착되는 말단부를 구비하고 상기 말단부의 직경은 상기 헤드의 직경보다 작은 것을 특징으로 하는 핵 연료 조립체(22).
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Citations (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US20100142668A1 (en) * | 2008-12-08 | 2010-06-10 | Korea Atomic Energy Research Institute | Porous plenum spacer for dual-cooled fuel rod |
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|---|---|---|---|---|
| CH560447A5 (ko) * | 1972-10-06 | 1975-03-27 | Gen Electric | |
| JPS55101893A (en) | 1979-01-31 | 1980-08-04 | Tokyo Shibaura Electric Co | Nuclear fuel rod |
| US4273616A (en) | 1979-03-23 | 1981-06-16 | Combustion Engineering, Inc. | High burnup nuclear fuel rod |
| JPS5972085A (ja) | 1982-10-18 | 1984-04-23 | 株式会社日立製作所 | 核燃料要素の製造方法 |
| JPS608782A (ja) * | 1983-06-29 | 1985-01-17 | 日本ニユクリア・フユエル株式会社 | 原子炉用核燃料要素 |
| JPS60156489U (ja) * | 1984-03-27 | 1985-10-18 | 原子燃料工業株式会社 | 核燃料要素 |
| US4672791A (en) * | 1984-12-05 | 1987-06-16 | Westinghouse Electric Corp. | Apparatus for applying an end plug to an end of a fuel rod tube |
| JPS61161696U (ko) * | 1985-03-27 | 1986-10-07 | ||
| JPH0631769B2 (ja) * | 1987-05-29 | 1994-04-27 | 株式会社東芝 | 制御棒集合体 |
| JPS6429797A (en) * | 1987-07-24 | 1989-01-31 | Toshiba Corp | Control rod assembly |
| DE3730973A1 (de) * | 1987-09-15 | 1989-03-23 | Reaktor Brennelement Union | Brennstab fuer ein kernreaktor-brennelement |
| JPH0495799A (ja) * | 1990-08-07 | 1992-03-27 | Toshiba Corp | 燃料棒 |
| DE4218023A1 (de) * | 1992-06-01 | 1993-12-02 | Siemens Ag | Brennstab eines Kernreaktors |
| US5367547A (en) * | 1992-06-22 | 1994-11-22 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Fuel assembly for boiling water reactor and core |
| US5329566A (en) * | 1993-05-17 | 1994-07-12 | General Electric Company | Plenum spring and getter assembly |
| RU744U1 (ru) * | 1993-07-01 | 1995-08-16 | Горишний Виктор Андреевич | Тепловыделяющий элемент ядерного реактора |
| US5345488A (en) * | 1993-07-12 | 1994-09-06 | General Electric Company | Nuclear fuel rod having concave weld across pressurization hole in end plug |
| JPH09113662A (ja) | 1995-10-23 | 1997-05-02 | Hitachi Ltd | 原子力燃料集合体の燃料棒 |
| FR2741186B1 (fr) * | 1995-11-15 | 1997-12-05 | Commissariat Energie Atomique | Aiguille absorbante pour barre de controle de reacteur nucleaire a neutrons rapides |
| JP3083258B2 (ja) | 1996-07-02 | 2000-09-04 | 核燃料サイクル開発機構 | 原子炉燃料棒及びそのプレナムスプリング装置 |
| RU2188467C2 (ru) * | 2000-11-22 | 2002-08-27 | Государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники" | Тепловыделяющий элемент ядерного реактора |
| RU2381576C2 (ru) * | 2007-01-12 | 2010-02-10 | Альберт Константинович Панюшкин | ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ, РАБОЧАЯ КАССЕТА И ВОДО-ВОДЯНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЙ РЕАКТОР ТЕПЛОВОЙ МОЩНОСТЬЮ ОТ 1150 ДО 1700 МВт |
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