KR200405733Y1 - Flow resistance tube used in fuel bundle extracting device of nuclear plant - Google Patents

Flow resistance tube used in fuel bundle extracting device of nuclear plant Download PDF

Info

Publication number
KR200405733Y1
KR200405733Y1 KR2020050030310U KR20050030310U KR200405733Y1 KR 200405733 Y1 KR200405733 Y1 KR 200405733Y1 KR 2020050030310 U KR2020050030310 U KR 2020050030310U KR 20050030310 U KR20050030310 U KR 20050030310U KR 200405733 Y1 KR200405733 Y1 KR 200405733Y1
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
fuel
tube
flow
flow resistance
channel
Prior art date
Application number
KR2020050030310U
Other languages
Korean (ko)
Inventor
이정윤
Original Assignee
이정윤
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 이정윤 filed Critical 이정윤
Priority to KR2020050030310U priority Critical patent/KR200405733Y1/en
Application granted granted Critical
Publication of KR200405733Y1 publication Critical patent/KR200405733Y1/en

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/02—Details of handling arrangements
    • G21C19/12—Arrangements for exerting direct hydraulic or pneumatic force on fuel element or on control element
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/19—Reactor parts specifically adapted to facilitate handling, e.g. to facilitate charging or discharging of fuel elements
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/20—Arrangements for introducing objects into the pressure vessel; Arrangements for handling objects within the pressure vessel; Arrangements for removing objects from the pressure vessel
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/20—Arrangements for introducing objects into the pressure vessel; Arrangements for handling objects within the pressure vessel; Arrangements for removing objects from the pressure vessel
    • G21C19/205—Interchanging of fuel elements in the core, i.e. fuel shuffling
    • Y—GENERAL 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
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Abstract

본 고안은 유량저항튜브에 관한 것으로, 특히 복수개의 채널에 흐르는 냉각재의 힘을 받아 하류쪽으로 연료를 밀어내는 방식의 핵연료 방출장치에 있어서 핵연료가 먼저 방출된 압력관의 유량 저항을 핵연료가 아직 방출되지 않은 채널에서의 유량 저항과 등가가 되도록 하여 이미 핵연료가 방출된 채널을 통하여 냉각재의 유량이 집중되는 현상을 방지하도록 하는 유량 저항 튜브에 관한 것이다. The present invention relates to a flow resistance tube, and in particular, in a fuel discharge device in which a fuel is pushed downstream by the force of a coolant flowing in a plurality of channels, the flow resistance of the pressure tube in which the fuel is first released is not yet released. It relates to a flow resistance tube that is equivalent to the flow resistance in the channel to prevent the concentration of the coolant flow through the channel where the fuel has already been released.

본 고안의 유량저항튜브는, 원자력 발전소의 운전 정지 상태에서, 채널의 상류에서 하류로 흐르는 유체로서의 냉각재의 유동에 힘을 받아 채널 내부에 장전된 연료를 하류 쪽으로 밀어 내는 핵연료 방출방법에 사용되고, 기다란 튜브의 형상을 하며, 채널에 연료가 장전되어 있을 때 발생하는 유량의 저항만큼 유량의 저항이 발생하도록 하는 유량 저항 수단을 구비하는 것을 특징으로 한다.The flow resistance tube of the present invention is used in a nuclear fuel discharge method for pushing fuel loaded in a channel downstream by a flow of coolant as a fluid flowing upstream and downstream of a channel in a stopped state of a nuclear power plant. It has a shape of a tube, characterized in that it comprises a flow resistance means for generating a resistance of the flow rate by the resistance of the flow rate generated when the fuel is loaded in the channel.

Description

원자력 발전소의 핵연료 방출 장치에 사용되는 유량저항튜브{Flow resistance tube used in fuel bundle extracting device of nuclear plant}Flow resistance tube used in fuel bundle extracting device of nuclear plant}

도 1은 종래의 핵연료교환방법을 개략적으로 도시한 도면;1 is a view schematically showing a conventional fuel exchange method;

도 2는 종래의 핵연료교환기를 도시한 전체사시도;2 is a perspective view showing a conventional fuel exchanger;

도 3은 상기 도 2 장치의 내부에 구비된 매거진 장치를 보이기 위한 내부 단면도;3 is an internal cross-sectional view for showing a magazine device provided in the interior of the FIG. 2 device;

도 4a 및 도 4b는 핵연료 방출장치(DFD; defuelling device)를 나타낸 사시도 및 단면도;4A and 4B are perspective and cross-sectional views of a defuelling device (DFD);

도 5a 및 도 5b는 스페이서 튜브를 나타낸 사시도 및 단면도;5A and 5B are a perspective view and a cross-sectional view showing a spacer tube;

도 6은 DFD 배출방식을 나타낸 도면;6 is a view showing a DFD discharge method;

도 7은 핵연료교환방법에 있어서 유체로서의 냉각재의 흐름을 나타낸 간략도;7 is a simplified diagram showing the flow of coolant as a fluid in the nuclear fuel exchange method;

도 8은 본 고안의 일실시예로서 유량 저항 튜브를 나타낸 단면도; 그리고,8 is a cross-sectional view showing a flow resistance tube as an embodiment of the present invention; And,

도 9는 도 8의 유량 저항 튜브의 분해사시도이다.9 is an exploded perspective view of the flow resistance tube of FIG. 8;

<도면의 주요 부분에 대한 부호의 설명><Explanation of symbols for the main parts of the drawings>

1: 유량저항튜브 10: 실린더 튜브1: flow resistance tube 10: cylinder tube

11: 그래플 어댑터 12: 오리피스 링11: grapple adapter 12: orifice ring

13: 연료 어댑터 20: DFD장치13: fuel adapter 20: DFD unit

21: 스페이서튜브 300: 리액터21: spacer tube 300: reactor

310: 핵연료교환기 317: 매거진장치310: fuel exchanger 317: magazine device

318: 매거진튜브318: magazine tube

본 고안은 중수로 핵연료 채널(압력관) 내 핵연료 방출장치(Defuelling Device; 이하, 'DFD'라 한다.)에 관한 것으로, 특히 복수개의 채널에 흐르는 냉각재의 힘을 받아 하류쪽으로 연료를 밀어내는 방식의 핵연료 방출장치에 있어서 핵연료가 먼저 방출된 압력관의 유량 저항을 핵연료가 아직 방출되지 않은 채널에서의 유량 저항과 등가가 되도록 하여 이미 핵연료가 방출된 채널을 통하여 냉각재의 유량이 집중되는 현상을 방지하도록 하는 유량 저항 튜브에 관한 것이다. The present invention relates to a fuel discharging device (hereinafter referred to as 'DFD') in a heavy water fuel channel (pressure tube), and in particular, a fuel that pushes fuel downstream by the force of a coolant flowing in a plurality of channels. In the discharge device, the flow resistance of the pressure tube from which the fuel was first released is equivalent to the flow resistance in the channel where the fuel has not yet been released, thereby preventing the concentration of coolant flow through the channel where the fuel has already been released. Relates to a resistance tube.

우리나라의 원자력 발전소는 크게 중수로와 경수로로 나뉘어져 있다. 그 중 중수로의 경우 천연우라늄을 사용하고 있으며, 1차 냉각계통에 중수(D20)를 이용하여 감속재 역할을 함과 동시에 열교환의 매개체로 활용하고 있다. 중수로는 운전중에 연료를 교환할 수 있다는 특징이 있으며, 운전중에 연료를 교환하기 위해 이와 연관된 핵연료 교환 설비와 여러 가지 관련 계통을 갖추고 있다.Korea's nuclear power plants are divided into heavy water and light water. Among them, natural uranium is used for heavy water reactors, and heavy water (D 2 0) is used as a moderator for primary cooling system and is used as a medium for heat exchange. Heavy water reactors are characterized by the ability to exchange fuel during operation, and have associated fuel exchange facilities and various related systems for exchanging fuel during operation.

운전 중 연료교체는 압력관내에서의 1차계통 냉각재의 유체흐름과 동일한 방 향으로 행하여지며, 상류측에서 신연료를 장전하고 하류측에서는 사용 후 연료를 방출시키는 방법으로 행해지고 있다. 상류측에서 장전된 신연료는 연료교환기의 램 장치에 의해 압력관 안으로 장전되며 냉각재 흐름 방향의 유동저항력에 의해 하류측으로 흘러들어가게 되고 사용 후의 연료는 장전되는 신연료에 밀려 하류측 연료교환기로 들어가게 된다. 운전 중의 유체의 유동 압력은 통상 20kg/s 정도인데, 이 압력 범위에서는 별도 장비 없이 신연료로 구연료를 미는 것이 가능하다. 그런데, 운전중의 리액터의 최외측에 배치된 압력관내의 유량은 중앙부보다 작기 때문에, 최외곽에 설치된 압력관내의 연료 교체를 위해서 압력관의 일부는 페어툴(Fare tool)을 추가로 구비하여 사용하고 있다. 페어툴은 발전소의 가동 도중 소수의 압력관에만 적용되는 교체 보조 기구라고 할 수 있다.Fuel replacement during operation is carried out in the same direction as the fluid flow of the primary system coolant in the pressure tube, with fresh fuel charged upstream and spent fuel discharged downstream. The fresh fuel loaded upstream is loaded into the pressure tube by the ram device of the fuel exchanger and flows downstream by the flow resisting force in the coolant flow direction, and the used fuel is pushed by the loaded fresh fuel to enter the downstream fuel exchanger. The flow pressure of the fluid during operation is usually about 20 kg / s. In this pressure range, it is possible to push the fuel with fresh fuel without any equipment. However, since the flow rate in the pressure tube disposed at the outermost side of the reactor during operation is smaller than the central portion, a part of the pressure tube is additionally provided with a pair tool to replace fuel in the outermost pressure tube. have. Fairtool is a replacement aid that only applies to a small number of pressure tubes during operation of the plant.

또, 원자력 발전소에 사용되는 압력관은 정기적인 점검을 통해 이상 유무를 판단하여야 하며 운전을 정지시키고 압력관에서 연료를 제거한 후 압력관 체적검사(FCVI), 압력관 재질분석(PTSS), 가터스프링 위치 교정 작업(SLARette)등과 같은 건전성 평가를 위한 검사를 실시하여 운전 도중 압력관에서 이상 현상이 발생되지 않도록 하여야 한다.In addition, pressure pipes used in nuclear power plants should be checked for abnormality through regular inspections, and after stopping operation, removing fuel from the pressure pipe, pressure pipe volume inspection (FCVI), pressure pipe material analysis (PTSS), and garter spring position calibration work ( Inspections for soundness assessment, such as slats, etc., should be carried out to prevent abnormalities in the pressure pipe during operation.

이러한 정기적인 검사를 위해 운전을 정지할 경우 또는 정기적인 보수를 위한 정지기간 중에는 압력관안의 유량 흐름이 정상 운전 상태의 경우와 같이 많지 않기 때문에 그래플 시스템(Grapple system)을 사용하여 압력관안의 연료를 배출시키고 있다. 그러나 연료교환기가 여러 개의 장치들을 연결하며 사용하도록 되어있어 작업 시간이 오래 걸리고 상호 연결부에서 여러 문제점이 나타나고 있으며 연료 배출 시간이 과다하게 발생할 수 있는 문제점이 있다. 그래플 시스템을 이용할 경우 압력관 하나에서의 연료 배출 시간은 우리나라의 경우 평균 3시간으로 리액터에 380개의 압력관이 있는 경우 약 1140시간이 소요되고 있는 형편이다.When stopping for this periodic inspection or during a period of regular maintenance, the grapple system is used to drain the fuel in the pressure tube because the flow rate in the pressure tube is not as high as in normal operation. I'm making it. However, since the fuel exchanger is designed to connect and use a plurality of devices, it takes a long time, various problems appear in the interconnection, and there is a problem that excessive fuel discharge time may occur. When using the grapple system, the fuel discharge time from one pressure tube is 3 hours in Korea, which is about 1140 hours when there are 380 pressure tubes in the reactor.

본 발명의 출원인은 위와 같은 종래의 연료 배출 시스템의 문제점을 해결하기 위하여 새로운 유형의 DFD를 개발하여 특허출원 제2004-15006호로 특허출원하였다. 이는 압력관에서의 연료 배출 시간을 줄여 운전 정지중의 연료교체를 신속하고 효율적으로 행하고, 그만큼 발전소의 운용 시간을 대폭 증가시킬 수 있는 발명이다.Applicant of the present invention has developed a new type of DFD in order to solve the problems of the conventional fuel discharge system as described in the patent application No. 2004-15006. This is an invention that can reduce the fuel discharge time in the pressure tube to quickly and efficiently replace the fuel during shutdown, thereby significantly increasing the operating time of the power plant.

도 1은 종래의 핵연료교환방법을 개략적으로 도시한 도면이다.1 is a view schematically showing a conventional nuclear fuel exchange method.

도 1에서, 다수의 압력관이 내부에 배열된 리액터(300)의 우측에 배치된 핵연료교환기로서의 장전장치(310;charge machine)는 통상 매거진을 포함하고, 신연료장전영역에서 연료를 장전한 후 리액터의 압력관의 상류측에 끼워진다. 리액터(300)의 좌측에 배치된 배출장치(310';accept machine)는 장전장치(310)와 동일한 구성을 가지고, 압력관의 하류측에 끼워져서 하류쪽으로 배출되어 온 연료를 수용한 다음, 연료배출영역으로 운반된다.In FIG. 1, a charge machine 310 as a nuclear fuel exchanger disposed on the right side of a reactor 300 in which a plurality of pressure tubes are arranged therein usually includes a magazine, and the reactor after loading fuel in the new fuel loading region. Is fitted upstream of the pressure tube. The discharge device 310 ′ disposed on the left side of the reactor 300 has the same configuration as the loading device 310, is fitted on the downstream side of the pressure tube to receive the fuel discharged downstream, and then discharges the fuel. Being transported to the area.

도2 및 도 3은 상기 장전장치 및 배출장치로 사용되는 핵연료교환기를 도시한 도면으로서, 도 2는 핵연료교환기의 전체 사시도를, 도 3은 이 핵연료교환기에 구비된 매거진장치의 내부 구성을 도시하고 있다.2 and 3 show a nuclear fuel exchanger used as the loading and discharging device, FIG. 2 shows an overall perspective view of the fuel exchanger, and FIG. 3 shows an internal configuration of a magazine device provided in the fuel exchanger. have.

핵연료교환기(310)는 매거진섹션(311), 램어셈블리(312), 스나우트(Snout)어셈블리(313), 세퍼레이터(separator;314), 클램프(315) 및 램구동기구(316)를 포함 하고 있다. 매거진섹션(311)은 열 두 개의 핵연료 스테이션을 가지고 있어 각각 1개 채널이 수용하는 핵연료의 최소 2/3를 저장할 공간을 확보하고 있으며, 고정된 셀 안에서 회전이 가능하도록 설계되어 있다. 램어셈블리(312)를 포함하는 램섹션은 래치로부터 핵연료스트링을 밀어내며, 캐리어 튜브내의 핵연료스트링을 받고 그 적절한 분리를 위해 위치를 정한다. 스나우트어셈블리(313)는 핵연료관 기기를 압력관의 엔드 피팅(fitting)에 부착시키는 기구이다.The nuclear fuel exchanger 310 includes a magazine section 311, a ram assembly 312, a snout assembly 313, a separator 314, a clamp 315, and a ram drive mechanism 316. . The magazine section 311 has twelve nuclear fuel stations, each having a space to store at least two-thirds of the fuel contained in one channel, and is designed to be rotated in a fixed cell. The ram section including the ram assembly 312 pushes the fuel string out of the latch, receives the fuel string in the carrier tube and positions it for proper removal. The snout assembly 313 is a mechanism for attaching a nuclear fuel tube device to an end fitting of a pressure tube.

도 3에 도시된 매거진장치(317)는 상기 매거진섹션(311)내부에 설치된다. 중앙에 위치한 관 내부로 램헤드(312')가 배치되며, 관을 중심으로 핵연료스테이션을 이루는 매거진튜브(318)가 그 후면도에 도시한 것과 같이 예를 들어 12개 배치되어 있다. 튜브(B), 튜브(D), 튜브(F), 튜브(L), 튜브(N)에는 연료가 장착된다. 튜브(A)는 스나우트플러그, 튜브(C)는 채널마개, 튜브(E)는 가이드슬리이브, 튜브(H)는 실드플러그, 튜브(J)는 어댑터, 튜브(K)는 여분의 채널마개, 튜브(M)는 여분의 실드 플러그를 조정하기 위한 각각의 도시되지 않은 기구를 포함하고 있다. 연료 교환 작업 중에는 이들 튜브가 차례로 회전하여 관 영역에 위치함으로써 각각의 기능을 수행하고, 다음 튜브로 작업을 이관한다. 매거진튜브 및 연료장전 튜브의 수와 각 튜브가 회전하여 행하는 기능은 주위의 운전 설비와 발전 용량등에 따라 적의 변경 적용된다. 또, 이상 설명한 핵연료교환기는 동일한 구성으로 배출장치(310')로 활용되며, 이 경우 연료용 튜브의 빈 공간상으로 압력관에서 배출되는 연료를 수용하도록 회전된다.The magazine device 317 shown in FIG. 3 is installed inside the magazine section 311. The ram head 312 'is disposed inside the centrally located tube, and for example, twelve magazine tubes 318 forming a nuclear fuel station around the tube are arranged, for example, as shown in the rear view. The fuel is attached to the tube B, the tube D, the tube F, the tube L, and the tube N. Tube (A) is a snout plug, tube (C) is a channel plug, tube (E) is a guide sleeve, tube (H) is a shield plug, tube (J) is an adapter, and tube (K) is an extra channel plug Tube M contains a respective unshown mechanism for adjusting the extra shield plug. During the fuel exchange operation, these tubes are rotated in turn to be located in the tube region to perform their respective functions and transfer the operation to the next tube. The number of magazine tubes and fuel-loading tubes, and the function that each tube rotates, are adapted according to the surrounding operating equipment and power generation capacity. In addition, the nuclear fuel exchanger described above is utilized as the discharge device 310 'in the same configuration, in which case it is rotated to receive the fuel discharged from the pressure tube on the empty space of the fuel tube.

도 4a 및 도 4b는 본 출원인에 의해 특허출원된 특허출원 제2004-15006호의 핵연료 방출장치(DFD; defuelling device)의 일실시예를 나타낸 사시도 및 단면도이고, 도 5a 및 도 5b는 출원인에 의해 특허출원된 DFD에 의한 핵연료 방출방식에서 사용가능한 스페이서 튜브의 일실시예를 나타낸 사시도 및 단면도이다.4A and 4B are a perspective view and a cross-sectional view showing an embodiment of a nuclear fuel discharge device (DFD) of patent application No. 2004-15006, filed by the applicant, and FIGS. 5A and 5B are patented by the applicant A perspective view and a cross-sectional view showing an embodiment of a spacer tube that can be used in the nuclear fuel emission method by the DFD filed.

DFD장치(20)는 일단에 연료어댑터(201)가 설치되어 있고 타단에 케이싱(202)이 설치되어 있다. 또한 스페이서 튜브(21)는 속이 비어 있고 양측으로 트여있는 긴 원통 형상의 실린더 튜브(211)의 일단에 그래플 툴(212)이 설치되어 있고, 그 타단에 연료어댑터(213)가 설치되어 있다.In the DFD device 20, a fuel adapter 201 is provided at one end and a casing 202 is provided at the other end. The spacer tube 21 is provided with a grapple tool 212 at one end of an elongated, cylindrical cylinder tube 211 which is open to both sides, and a fuel adapter 213 is provided at the other end thereof.

도 6은 출원인에 의해 특허출원된 DFD장치를 이용한 핵연료다발의 배출방식을 나타낸 도면이다.Figure 6 is a view showing the discharge method of the nuclear fuel bundle using the DFD device patent application by the applicant.

도면에서 좌측은 상류측이며 우측은 하류측이고 유체 냉각재는 도면의 화살표 방향과 같이 입구(I)로 유입되어 채널(C)을 따라 이동한 후 출구(O)로 유출 유동한다. 1 내지 12는 핵연료다발이다. 가장 위에 도시된 도면은 1 내지 12의 핵연료가 장전된 채 채널의 양측에 실드플러그(SP)가 설치되어 있는 상태를 나타낸다. 먼저 상류측의 램(R)으로 실드플러그(SP)를 퇴피, 제거하고 스페이서 튜브(S)를 두개 장전한다. 그리고 DFD장치(D)를 장전한다. 하류측에서 램(R')으로 실드플러그(SP)를 제거하면 냉각재의 유동력에 의해 DFD장치(D)가 두개의 스페이서 튜브(S) 및 1 내지 12번 핵연료다발을 하류측으로 밀어낸다. 하류측에서는 매거진장치(M')를 회전시키며 밀려온 연료를 차례차례 매거진튜브에 삽입시키고, 모든 핵연료다발이 제거되면 하류측의 램(R')으로 실드플러그(SP)와 함께 두개의 스페이서 튜브(S)와 DFD장치(D)를 상류측으로 밀어올린 후 실드플러그(SP)를 설치한다. 그러면 상류 측 램(R)은 DFD장치(D)를 퇴피, 제거한 후 실드플러그(SP)를 설치한다. 이와 같은 작동에 의해 압력관 내의 모든 핵연료다발은 제거되고 스페이서 튜브(S)가 두개 남아 있는 상태가 된다.In the figure, the left side is upstream and the right side is downstream, and the fluid coolant flows into the inlet I, moves along the channel C, and flows out to the outlet O as shown by the arrow direction in the figure. 1 to 12 are nuclear fuel bundles. The drawing shown at the top shows a state in which shield plugs SP are installed at both sides of the channel while 1 to 12 nuclear fuels are loaded. First, the shield plug SP is evacuated and removed by the upstream ram R, and two spacer tubes S are loaded. Then, the DFD device D is loaded. When the shield plug SP is removed from the downstream side by the ram R ', the DFD device D pushes the two spacer tubes S and the 1 to 12 nuclear fuel bundles downstream by the flow force of the coolant. On the downstream side, the magazine device (M ') is rotated and the fuel pushed in is inserted into the magazine tube one after another. When all the fuel bundles are removed, the two spacer tubes (2) together with the shield plug (SP) are connected to the ram (R') downstream. Push S) and DFD device D upstream and install the shield plug SP. The upstream side ram R then retracts and removes the DFD device D and installs the shield plug SP. By this operation, all the fuel bundles in the pressure tube are removed and two spacer tubes S remain.

도 7은 핵연료교환방법에 있어서 유체로서의 냉각재의 흐름을 나타낸 간략도이다.7 is a simplified diagram showing the flow of coolant as a fluid in the nuclear fuel exchange method.

복수개의 채널에는 펌프(P)에 의해 냉각재가 공급되는데, 펌프(P)에 의해 발생되는 압력파를 흡수하고 모든 압력관에 골고루 유량이 분배되도록 하기 위해 복수개의 압력관의 상류측 상류에는 헤더가 위치하고 있다.The coolant is supplied to the plurality of channels by the pump P. The header is located upstream of the plurality of pressure tubes so as to absorb the pressure wave generated by the pump P and distribute the flow evenly to all the pressure tubes. .

문제는, 압력관 내의 핵연료다발을 제거하는데 있어서, 도시된 바와 같이 먼저 어느 하나의 압력관(도 7에 있어서는 하부에 있는 압력관) 내의 핵연료다발이 제거되면, 그 압력관 내에서 냉각재가 유동하며 받는 저항 정도가 아직 핵연료다발이 장전된 상태로 있는 여타 압력관보다 떨어지게 되므로 냉각재의 유량이 이미 핵연료다발이 제거된 압력관 쪽으로 집중되는 현상이 발생한다는 것이다. 그러면 다른 압력관에 흐르는 유량이 줄어들게 되고, 이러한 유량의 감소는 압력관 내에 있는 핵연료다발을 제거하는데 악영향을 미치게 된다.The problem is that in the removal of the fuel bundle in the pressure tube, when the fuel bundle in one of the pressure tubes (the lower pressure tube in FIG. 7) is first removed as shown, the resistance of the coolant flows in the pressure tube is reduced. As the fuel bundle is still lower than other pressure tubes that are still loaded, the flow of coolant is concentrated toward the pressure tube where the fuel bundle has already been removed. This reduces the flow rate to other pressure tubes, and this decrease in flow rate adversely affects the removal of fuel bundles within the pressure tubes.

따라서 본 고안은 상기한 바와 같은 종래의 문제점을 해결하기 위한 것으로, 이미 핵연료다발이 제거된 압력관에 있어서 유동저항이 떨어지지 않도록 함으로써 아직 핵연료다발이 제거되지 않은 압력관으로 흐르는 냉각재의 유량이 감소하지 않게 하기위해, 핵연료다발 제거 후 핵연료다발이 장전되어 있는 것과 동일한 정도의 유동 저항을 가지도록 하는 유량저항튜브를 제공하는 것을 목적으로 한다.Therefore, the present invention is to solve the conventional problems as described above, so that the flow resistance in the pressure tube from which the fuel bundle is already removed so that the flow resistance of the coolant flowing to the pressure tube not yet removed from the fuel bundle is not reduced. It is an object of the present invention to provide a flow resistance tube which has the same flow resistance as the fuel bundle is loaded after the fuel bundle is removed.

상술한 목적을 달성하기 위하여 본 고안의 유량저항튜브는, 원자력 발전소의 운전 정지 상태에서, 채널의 상류에서 하류로 흐르는 유체로서의 냉각재의 유동에 힘을 받아 채널 내부에 장전된 연료를 하류 쪽으로 밀어 내는 핵연료 방출방법에 사용되고, 기다란 튜브의 형상을 하며, 채널에 연료가 장전되어 있을 때 발생하는 유량의 저항만큼 유량의 저항이 발생하도록 하는 유량 저항 수단을 구비한다.In order to achieve the above object, the flow resistance tube of the present invention, under the operation stop state of a nuclear power plant, is driven by a flow of coolant as a fluid flowing from the upstream to the downstream of the channel to push the fuel loaded in the channel downstream. It is used in a nuclear fuel discharge method and has a shape of an elongated tube, and has flow resistance means for generating a resistance of the flow rate by the resistance of the flow rate generated when fuel is loaded in the channel.

상기 유량 저항 수단은 하나의 채널을 모두 채운 상태의 연료들이 유량에 의해 받는 저항만큼의 유량 저항을 발생시킨다.The flow resistance means generates a flow resistance that is equal to the resistance received by the flow rates of fuels in a state where all one channel is filled.

상기 유량 저항 수단은 상기 튜브 내에 장착되는 1개 또는 복수개의 오리피스 링으로 이루어진다.The flow resistance means consists of one or a plurality of orifice rings mounted in the tube.

또한 튜브의 일단에는 그 단부가 연료다발과 직접 접촉할 수 있도록 접촉면을 형성시킨 연료 어댑터가 결합되고, 상기 튜브의 타단에는 그래플 툴과 대응하는 형상을 함으로써 그래플 툴과 체결 가능한 구조로 되어 있는 그래플 어댑터가 결합된다.In addition, one end of the tube is coupled to the fuel adapter that forms a contact surface so that the end can be in direct contact with the fuel bundle, the other end of the tube has a structure that can be engaged with the grapple tool by having a shape corresponding to the grapple tool The grapple adapter is combined.

이하, 본 고안의 바람직한 실시예를 첨부 도면을 참조로 상세히 설명한다.Hereinafter, preferred embodiments of the present invention will be described in detail with reference to the accompanying drawings.

도 8은 본 고안의 일실시예로서 유량 저항 튜브를 나타낸 단면도이고, 도 9는 도 8의 유량 저항 튜브의 분해사시도이다.8 is a cross-sectional view showing a flow resistance tube as an embodiment of the present invention, Figure 9 is an exploded perspective view of the flow resistance tube of FIG.

유량 저항 튜브(1)는 실린더 튜브(10), 실린더 튜브(10)의 양측에서 끼워지는 오리피스 링(12), 실린더 튜브(10) 일단에 결합되는 그래플 어댑터(11) 및 타단 에 결합되는 연료 어댑터(13)로 이루어져 있다.The flow resistance tube 1 includes a cylinder tube 10, an orifice ring 12 fitted at both sides of the cylinder tube 10, a grapple adapter 11 coupled to one end of the cylinder tube 10, and a fuel coupled to the other end. It consists of an adapter 13.

실린더 튜브(10)에는 유체의 흐름을 원활하게 하고 유체저항을 높일 수 있도록 외주에 여러 개의 구멍(103)을 가공하였다. 실린더 튜브(10)의 양단에는 오리피스 링(12)의 외경에 대응하는 내경으로 이루어진 오리피스 수용부(101)와, 그래플 어댑터(11) 및 연료어댑터(13)의 삽입부의 외경과 대응하는 내경으로 이루어진 어댑터 수용부(102)가 형성되어 있다.The cylinder tube 10 was machined several holes 103 on the outer circumference to smooth the flow of the fluid and increase the fluid resistance. At both ends of the cylinder tube 10, an orifice receiving portion 101 having an inner diameter corresponding to the outer diameter of the orifice ring 12, and an inner diameter corresponding to the outer diameter of the insertion portion of the grapple adapter 11 and the fuel adapter 13, respectively. An adapter accommodating portion 102 is formed.

그래플 어댑터(11)는 상기 어댑터 수용부(102)에 삽입될 수 있는 외경을 가지는 삽입부(113)와, 실린더 튜브(10)의 외경과 동일한 외경을 가지는 표면부(112)와, 그래플 툴과 체결 가능한 구조로 되어 있는 체결부(111)로 이루어져 있다.The grapple adapter 11 has an insertion portion 113 having an outer diameter that can be inserted into the adapter receiving portion 102, a surface portion 112 having the same outer diameter as the outer diameter of the cylinder tube 10, and a grapple. Consists of a fastening portion 111 is a structure that can be fastened with the tool.

연료 어댑터(13)는 상기 어댑터 수용부(102)에 삽입될 수 있는 외경을 가지는 삽입부(133)와, 실린더 튜브(10)의 외경과 동일한 외경을 가지는 표면부(132)와, 연료 다발과 직접 접촉하는 부위인 접촉부(131)로 이루어져 있다.The fuel adapter 13 includes an inserting portion 133 having an outer diameter that can be inserted into the adapter receiving portion 102, a surface portion 132 having an outer diameter equal to the outer diameter of the cylinder tube 10, and a fuel bundle; It consists of a contact portion 131 which is a direct contact.

오리피스 링(12)은 상기 오리피스 수용부(101)에 삽입될 수 있는 외경을 가지며, 하나의 유량 저항 튜브(1)에 두개 설치된다. 두개의 오리피스 수용부(101)에 의해 유동중인 냉각재에 야기되는 저항의 크기는, 압력관 내에 연료다발이 12개 모두 장전되었을 때 유동중인 냉각재가 받는 저항의 크기와 등가가 되도록 한다.Orifice ring 12 has an outer diameter that can be inserted into the orifice receiving portion 101, it is provided in two in one flow resistance tube (1). The magnitude of the resistance caused by the coolant in flow by the two orifice receptacles 101 is equal to the magnitude of the resistance received by the flowing coolant when all 12 fuel bundles are loaded in the pressure tube.

각 구성요소간의 결합은, 먼저 실린더 튜브(10)의 양단에 오리피스 링(12)을 삽입한 후 그래플 어댑터(11)와 연료어댑터(13)를 결합하는 방식으로 이루어진다. 그래플 어댑터(11) 및 연료어댑터(13)와 실린더 튜브(10)의 결합은 나사결합이나 끼워맞춤 등의 통상의 방식을 적용할 수 있다.The coupling between the components is made by inserting the orifice ring 12 at both ends of the cylinder tube 10 and then engaging the grapple adapter 11 and the fuel adapter 13. Coupling of the grapple adapter 11 and the fuel adapter 13 and the cylinder tube 10 can apply conventional methods, such as screwing and a fitting.

그래플 어댑터(11), 연료 어댑터(13), 실린더 튜브(10)는 상술한 스페이서 튜브(21)의 규격과 동일하게 하는 것이 바람직하다. 스페이서 튜브(21)와 동일 규격의 유량 저항 튜브(1)는, 외형적으로는 스페이서 튜브(21)와 동일하지만, 스페이서 튜브(21)와 달리 유량 저항을 발생시키는 기능을 가질 수 있다. 또한 유량 저항 튜브(1)와 스페이서 튜브(21)를 동일 규격으로 하면, 스페이서 튜브(21)에 오리피스 링(12)을 설치하였을 때 유량 저항 튜브(1)로 기능하고, 유량 저항 튜브(1)에서 오리피스 링(12)을 제거하였을 때 스페이서 튜브(21)로 기능하도록 할 수 있어, 장비의 각 구성요소 간에 호환성을 꾀할 수 있다. 또한 규격이 동일하면 부품 생산 면에서도 매우 유리하다.It is preferable that the grapple adapter 11, the fuel adapter 13, and the cylinder tube 10 be the same as the specification of the spacer tube 21 mentioned above. The flow resistance tube 1 having the same specification as the spacer tube 21 is identical to the spacer tube 21 in appearance, but may have a function of generating a flow resistance unlike the spacer tube 21. If the flow resistance tube 1 and the spacer tube 21 are of the same standard, the flow resistance tube 1 functions as the flow resistance tube 1 when the orifice ring 12 is provided in the spacer tube 21. When the orifice ring 12 is removed, it can function as the spacer tube 21, thereby achieving compatibility between each component of the equipment. In addition, the same specifications are very advantageous in terms of parts production.

상기 유량 저항 튜브(1)를 이용한 핵연료 방출은 다음과 같이 이루어진다.Nuclear fuel discharge using the flow resistance tube 1 is performed as follows.

도 6을 참조하면, 연료교환기[장전장치(310) 및 배출장치(310')]가 리액터(도 1의 300)의 채널(C)에 연결된 상태에서 장전장치(310)의 램(R)으로 상류측에서 실드플러그(SP)를 제거한 후, 스페이서 튜브(S, 도 5의 21), 유량 저항 튜브(S, 도 8의 1), DFD장치(D, 도 4의 20)를 차례로 장전한다. 하류측의 배출장치(310')의 램(R')으로 실드플러그(SP)를 제거하면 냉각재의 유동의 저항력을 이용하여 DFD장치(D)가 연료를 하류쪽으로 밀어내고 배출장치(310')의 매거진장치(M')에 연료를 순서대로 저장한다. 1 내지 12의 모든 연료다발을 매거진장치(M')에 저장한 후 배출장치(310')의 램(R')은 실드플러그(SP)와 함께 DFD장치(D), 유량 저항 튜브(S), 스페이서 튜브(S)를 상류로 밀어올린 후 실드플러그(SP)를 하류측에 설치하게 된다.그러면 상류의 램(R)이 DFD장치(D)를 상류쪽으로 퇴피시킨 후 실드플러그(SP)를 상 류측에 설치한다. 이어서 소정의 절차 후 연료교환기[장전장치(310) 및 배출장치(310')]가 리액터(도 1의 300)의 채널(C)로부터 분리된다.Referring to FIG. 6, the fuel exchanger (loader 310 and discharger 310 ′) is connected to the ram R of the loader 310 in a state connected to the channel C of the reactor 300 of FIG. 1. After removing the shield plug SP from the upstream side, the spacer tube S (21 in FIG. 5), the flow resistance tube S (1 in FIG. 8), and the DFD device D (20 in FIG. 4) are loaded in this order. When the shield plug SP is removed by the ram R 'of the downstream discharge device 310', the DFD device D pushes the fuel downstream by using the resistance of the flow of the coolant and the discharge device 310 '. Fuel is stored in the magazine device (M ') in order. After storing all the fuel bundles 1 to 12 in the magazine device M ', the ram R' of the discharge device 310 'is combined with the shield plug SP and the DFD device D and the flow resistance tube S. After pushing up the spacer tube S upstream, the shield plug SP is installed on the downstream side. Then, the upstream ram R retracts the DFD device D upstream and then the shield plug SP is removed. Install on the upstream side. The fuel exchanger (loader 310 and discharger 310 ′) is then separated from the channel C of the reactor (300 in FIG. 1) after a predetermined procedure.

결과적으로 채널(C) 내에는 유량저항 튜브(S)와 스페이서 튜브(S)만이 남게 되는데 이 때 유량저항 튜브는 연료다발이 12개 장전되어 있는 것과 등가의 유량 저항을 발생시키게 된다.As a result, only the flow resistance tube S and the spacer tube S remain in the channel C. At this time, the flow resistance tube generates a flow resistance equivalent to that of 12 fuel bundles loaded.

도 7을 참조하면, 하단의 채널은 위와 같은 절차를 거쳐 12개의 연료가 배출된 상태이고, 중간의 채널은 배출이 이루어지고 있는 단계이며, 상부의 채널은 아직 연료 배출이 시작되지 않은 단계이다. 유량저항튜브를 이용하면 하부의 채널로 유량이 몰리지 않고 골고루 모든 채널로 분배되고, 따라서 배출 진행중이거나 배출이 아직 진행되지 않은 채널에도 균등한 유량의 유동이 있으므로 배출절차를 원활히 진행할 수 있게 된다.Referring to FIG. 7, the lower channel has 12 fuels discharged through the above procedure, the middle channel is exhausting, and the upper channel has not yet started discharging. When the flow resistance tube is used, the flow is not evenly flowed to the lower channel, and is evenly distributed to all the channels. Therefore, evenly discharged channels are flowed evenly, and thus the discharge procedure can be smoothly performed.

이상, 상술한 바와 같이, 본 고안의 유량저항튜브는 발전소 정지를 위해 핵연료다발을 모두 방출하는 과정에서 이미 연료다발이 배출된 채널과 배출되지 않은 채널이 동일한 유량이 흐르도록 하여, 연료다발 방출 절차를 원활하게 진행시킬 수 있도록 하는 효과를 가진다.As described above, the flow resistance tube of the present invention allows the same flow rate to flow through the channel in which the fuel bundle is discharged and the channel not discharged in the process of discharging all the fuel bundles to stop the power plant. It has the effect of making it proceed smoothly.

본 고안은 기재된 실시예에 한정하는 것이 아니고, 본 고안의 사상 및 범위를 벗어나지 않는 한 다양하게 수정 및 변형을 할 수 있음은 당업자에게 자명하다고 할 수 있는 바, 그러한 변형예 또는 수정예들은 본 고안의 특허청구범위에 속하는 것이다.The present invention is not limited to the embodiments described, it can be obvious to those skilled in the art that various modifications and variations can be made without departing from the spirit and scope of the present invention, such modifications or modifications are present invention It belongs to the claims of the.

Claims (5)

원자력 발전소의 운전 정지 상태에서, 채널의 상류에서 하류로 흐르는 유체로서의 냉각재의 유동에 힘을 받아 채널 내부에 장전된 연료를 하류 쪽으로 밀어 내는 핵연료 방출방법에 사용되고,It is used in the nuclear fuel discharge method of pushing down the fuel loaded in the channel downstream by the flow of coolant as a fluid flowing upstream and downstream of the channel in the stopped state of the nuclear power plant, 기다란 튜브의 형상을 하며,In the shape of an elongated tube, 채널에 연료가 장전되어 있을 때 발생하는 유량의 저항만큼 유량의 저항이 발생하도록 하는 유량 저항 수단을 구비하는 것을 특징으로 하는 유량 저항 튜브.And a flow resistance means for generating a resistance of the flow rate by the resistance of the flow rate generated when the fuel is loaded in the channel. 제 1항에 있어서,The method of claim 1, 상기 유량 저항 수단은 하나의 채널을 모두 채운 상태의 연료들이 유량에 의해 받는 저항만큼의 유량 저항을 발생시키는 것을 특징으로 하는 유량 저항 튜브.And the flow resistance means generates a flow resistance as much as the resistance received by the flow rates of the fuels having filled all of one channel. 제 1항 또는 제 2항에 있어서,The method according to claim 1 or 2, 상기 유량 저항 수단은 상기 튜브 내에 장착되는 1개 또는 복수개의 오리피스 링인 것을 특징으로 하는 유량 저항 튜브.And the flow resistance means is one or a plurality of orifice rings mounted in the tube. 제 1항 또는 제 2항에 있어서,The method according to claim 1 or 2, 상기 튜브의 일단에는 그 단부가 연료다발과 직접 접촉할 수 있도록 접촉면을 형성시킨 연료 어댑터가 결합되는 것을 특징으로 하는 유량 저항 튜브.And a fuel adapter having a contact surface formed at one end of the tube such that the end thereof is in direct contact with the fuel bundle. 제 1항 또는 제 2항에 있어서,The method according to claim 1 or 2, 상기 튜브의 타단에는 그래플 툴과 대응하는 형상을 함으로써 그래플 툴과 체결 가능한 구조로 되어 있는 그래플 어댑터가 결합되는 것을 특징으로 하는 유량 저항 튜브.The other end of the tube has a shape corresponding to the grapple tool, the flow resistance tube, characterized in that the grapple adapter is coupled to the structure that can be coupled to the grapple tool.
KR2020050030310U 2005-10-25 2005-10-25 Flow resistance tube used in fuel bundle extracting device of nuclear plant KR200405733Y1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR2020050030310U KR200405733Y1 (en) 2005-10-25 2005-10-25 Flow resistance tube used in fuel bundle extracting device of nuclear plant

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR2020050030310U KR200405733Y1 (en) 2005-10-25 2005-10-25 Flow resistance tube used in fuel bundle extracting device of nuclear plant

Publications (1)

Publication Number Publication Date
KR200405733Y1 true KR200405733Y1 (en) 2006-01-11

Family

ID=41757476

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR2020050030310U KR200405733Y1 (en) 2005-10-25 2005-10-25 Flow resistance tube used in fuel bundle extracting device of nuclear plant

Country Status (1)

Country Link
KR (1) KR200405733Y1 (en)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR100977273B1 (en) 2008-10-31 2010-08-23 한국전력공사 Apparatus for exchanging nuclear fuel of pressurized heavy water reactor type
KR101754287B1 (en) 2016-08-08 2017-07-06 한국원자력연구원 Variable core simulator

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR100977273B1 (en) 2008-10-31 2010-08-23 한국전력공사 Apparatus for exchanging nuclear fuel of pressurized heavy water reactor type
KR101754287B1 (en) 2016-08-08 2017-07-06 한국원자력연구원 Variable core simulator

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR102104091B1 (en) Integral molten salt reactor
EP3506318B1 (en) Pressure-tube reactor and method of operating the same
KR20130131433A (en) Radiation shielding method and apparatus, and method for processing structure
US20130089174A1 (en) Pressure-tube reactor with coolant prenum
KR200405733Y1 (en) Flow resistance tube used in fuel bundle extracting device of nuclear plant
US7243959B2 (en) Reactor water isolation devices
US10249397B2 (en) Modular reactor steam generator configured to cover a reactor outer wall circumference
JP7221158B2 (en) Heat exchanger, flue gas treatment device, and heat exchanger replacement method
KR910004194B1 (en) Recontituting a nuclear reactor fuel assembly
JPH0593793A (en) Conduit sealing device
KR101557780B1 (en) Fuel bundle assemblies
US4641409A (en) Reconstituting a nuclear reactor fuel assembly
KR100701623B1 (en) Fuel bundle extracting device, defuelling device, and method using the same under power-off condition of Nuclear power plant
US10249393B2 (en) Modular reactor steam generator configured to cover a reactor outer wall circumference
US9470414B2 (en) Method for delivering a tool to the interior of a heat exchange tube
US20140053555A1 (en) Heat transfer tube repairing apparatus and method and steam generator
CA2622547A1 (en) Pressurized fuel channel type nuclear reactor
USH52H (en) Heat exchanger
KR101180232B1 (en) Pneumatic type slitting device and method for fuel rods for pyroprocessing
US4646415A (en) Device and method for unfastening and lifting a top nozzle subassembly from a reconstitutable fuel assembly
US10557629B2 (en) Steam generator
US20240120118A1 (en) Core assembly sodium flow control system
US20130003909A1 (en) Filter for cooling water of a primary circuit of a nuclear power station, and a method for filtering cooling water
KR101101975B1 (en) Advanced fuel bundle in candu reactor
CA2041852C (en) Garter spring magazine

Legal Events

Date Code Title Description
REGI Registration of establishment
FPAY Annual fee payment

Payment date: 20121231

Year of fee payment: 8

FPAY Annual fee payment

Payment date: 20131212

Year of fee payment: 9

FPAY Annual fee payment
EXPY Expiration of term