KR20100048481A - Apparatus for exchanging nuclear fuel of pressurized heavy water reactor type - Google Patents

Apparatus for exchanging nuclear fuel of pressurized heavy water reactor type Download PDF

Info

Publication number
KR20100048481A
KR20100048481A KR1020080107662A KR20080107662A KR20100048481A KR 20100048481 A KR20100048481 A KR 20100048481A KR 1020080107662 A KR1020080107662 A KR 1020080107662A KR 20080107662 A KR20080107662 A KR 20080107662A KR 20100048481 A KR20100048481 A KR 20100048481A
Authority
KR
South Korea
Prior art keywords
flow
nuclear fuel
orifice
slot
heavy water
Prior art date
Application number
KR1020080107662A
Other languages
Korean (ko)
Other versions
KR100977273B1 (en
Inventor
이선기
이상국
박성근
Original Assignee
한국전력공사
한국수력원자력 주식회사
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 한국전력공사, 한국수력원자력 주식회사 filed Critical 한국전력공사
Priority to KR1020080107662A priority Critical patent/KR100977273B1/en
Publication of KR20100048481A publication Critical patent/KR20100048481A/en
Application granted granted Critical
Publication of KR100977273B1 publication Critical patent/KR100977273B1/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
    • G21C19/20—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

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

PURPOSE: A nuclear fuel swap device of a pressurized heavy water furnace type atomic electrical power plant is provided to maintain a stable fluid force regardless of the flux variation of a fluid by expanding an area of the flow path of a slot. CONSTITUTION: A flow hole is formed in a plurality of columns and rows in a body(120). A nuclear fuel contact unit(110) is combined in one side of the body. A flux controlling unit(130) is combined in the other side of the body. The flux controlling unit comprises an orifice housing(131), an orifice ring(133), and a spring(134). A plurality of slots are formed in the orifice housing. The orifice ring slides on a slot in order to control an area of the flow path of the slot. The spring is arranged between the orifice housing and the orifice ring.

Description

가압중수로형 원전의 핵연료 교체장치{APPARATUS FOR EXCHANGING NUCLEAR FUEL OF PRESSURIZED HEAVY WATER REACTOR TYPE}Nuclear fuel replacement device for pressurized heavy water reactor type nuclear power plant {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.BACKGROUND OF THE INVENTION 1. Field of the Invention The present invention relates to a fuel replacement device for a pressurized heavy water reactor type nuclear power plant, and more particularly, to a fuel replacement device used to compensate for insufficient fluid force when replacing fuel in a low-flow callander outer channel.

가압중수로형 원전의 원자로는 380개의 원형 모양의 핵연료 채널로 구성되며, 연료 교체는 연료 채널 내부에 흐르는 냉각수의 유체력을 이용한다.The reactor in the pressurized deuterium reactor consists of 380 circular fuel channels, and the fuel change uses the fluid power of the coolant flowing inside the fuel channel.

즉, 연료 채널 상류 측에서 삽입한 신 연료는 냉각수의 유체력에 의해 하류로 밀려 내려가면서 구 연료를 밀어내며 교체가 이루어진다.That is, the fresh fuel inserted from the upstream side of the fuel channel is pushed down by the fluid force of the coolant and pushes down the old fuel, thereby replacing it.

그러나, 380개의 연료 채널 중 최외곽 제1열 및 제2열 채널에서는 채널 내부의 냉각수 유량이 적어 자체의 유체력만으로는 연료 교체를 수행할 수 없다.However, in the outermost first row and second row channels of the 380 fuel channels, the flow rate of the coolant in the channel is small, so that fuel replacement cannot be performed only by its own fluid force.

따라서, 부족한 유체를 보상하기 위하여 페어(FARE; Flow Assist Ram Extension}라 불리우는 핵연료 교체 장치를 사용한다.Therefore, a fuel replacement device called FARE (Flow Assist Ram Extension) is used to compensate for insufficient fluids.

상기 핵연료 교체 장치는 상기 신 연료를 상부에서 가압함으로써 채널 내부의 유동 저항을 증가시켜 연료가 냉각수 흐름에 따라 밀려 내려갈 수 있도록 하는 장치이다.The nuclear fuel replacement device is a device that increases the flow resistance inside the channel by pressurizing the new fuel from the top to allow the fuel to be pushed down as the coolant flows.

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.However, in the case of the conventional fuel replacement device, there is a problem that excessively inhibits the flow in the channel, that is, the fuel replacement device acts as an obstacle in the channel, thereby inhibiting the flow of cooling water, causing a low flow rate in the channel. .

상기 저유량 현상의 발생에 의해 원자로의 핵연료관에 설치되어 있는 유량계의 지시치가 설정치 이하로 떨어지게 되면 주 제어실에 트립 신호가 발생하게 된다.When the low flow phenomenon occurs, when the indication value of the flowmeter installed in the nuclear fuel pipe of the reactor falls below the set value, a trip signal is generated in the main control room.

원전에서는 상기 저유량 트립 신호가 동시에 2회 발생할 경우, 자동으로 원자로의 가동이 정지되도록 설계되어 있다.In nuclear power plants, when the low flow trip signal occurs twice at the same time, the reactor is automatically stopped.

따라서, 핵연료 교체장치가 삽입된 채널 이외에 다른 채널에서 트립 신호가 동시에 발생하게 되면 발전소의 가동 정지 상황이 일어날 수 있는 문제가 있다.Therefore, if a trip signal occurs simultaneously in a channel other than the channel into which the fuel replacement device is inserted, there is a problem in that a power plant stops.

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.The present invention is to solve the above problems, to provide an improved fuel replacement device for pressurized heavy water reactor-type nuclear power plant that can prevent the occurrence of low flow rate phenomenon by the fuel replacement device in the channel in which the nuclear fuel replacement device is inserted. For that purpose.

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.The nuclear fuel replacement apparatus of the pressurized heavy water reactor-type nuclear power plant according to the present invention includes a body having a flow hole formed in a plurality of columns and rows, a nuclear fuel contact portion coupled to one side of the body, and a flow rate controller coupled to the other side of the body. The flow controller includes an orifice housing having a plurality of slots formed therein to provide a flow path, and an orifice ring coupled to the orifice housing and sliding between the orifice ring to adjust the flow path area of the slot and between the orifice housing and the orifice ring. And a spring for sliding the orifice ring relative to the orifice housing.

상기 유동 홀은 9열 8행의 등 간격으로 형성되되, 짝수 열과 홀수 열은 서로 엇갈리게 배치 형성될 수 있다.The flow holes are formed at equal intervals of 9 columns and 8 rows, and the even columns and the odd columns may be alternately arranged.

상기 슬롯은 상기 스프링의 수축에 의하여 상기 유로 면적이 넓어지고, 이완에 의하여 상기 유로 면적이 좁아질 수 있다.The slot may have a wider flow path area due to contraction of the spring, and a narrower flow path area due to relaxation.

상기 스프링은 유량 범위가 10~20kg/s 이고, 유체력이 2800~3000N일 때, 0.5~0.9kgf/mm 이내일 수 있다.The spring flow rate is 10 ~ 20kg / s, when the fluid force is 2800 ~ 3000N, may be within 0.5 ~ 0.9kgf / mm.

상기 슬롯은 4개로, 총 유로 면적은 34cm2 이상일 수 있다.The slot is four, the total flow path area may be more than 34cm 2 .

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.According to the nuclear fuel replacement device of the pressurized heavy water reactor-type nuclear power plant according to the present invention, the flow rate control unit optimizes the flow path area of the slot and slides the orifice ring on the slot by the contraction and relaxation of the spring according to the change in the fluid force. Irrespective of the fluid force, it is possible to smoothly move the fluid to prevent low flow rate in the channel.

이하 첨부된 도면을 참조하면서 본 발명에 따른 가압중수로형 원전의 핵연료 교체장치에 대하여 상세히 설명하기로 한다.Hereinafter, a nuclear fuel replacement device for a pressurized heavy water reactor-type nuclear power plant according to the present invention will be described in detail with reference to the accompanying drawings.

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.1 is a front view schematically showing a nuclear fuel replacement device of the pressurized heavy water reactor-type nuclear power plant according to an embodiment of the present invention. Figure 2 is a schematic cross-sectional view showing a nuclear fuel replacement device of the pressurized heavy water reactor-type nuclear power plant of FIG. 3 is a graph showing a fluid flow ratio and a load relationship with respect to the slot of FIG. 4 is a graph showing the position and the flow rate of the fuel replacement device for the flow hole of FIG.

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.1 and 2, the nuclear fuel replacement device 100 of the present invention is coupled to the body 120, the nuclear fuel contact portion 110 and the other side of the body 120 coupled to one side of the body 120 And a flow rate control unit 130.

상기 핵연료 접촉부(110)는 구 연료를 신 연료로 교체 시 상기 신 연료의 상부에 접촉되는 부분이다.The nuclear fuel contact unit 110 is a portion which contacts the upper portion of the new fuel when the old fuel is replaced with the new fuel.

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.The flow controller 130 is for controlling the flow rate in the channel, and may include an orifice housing 131, an orifice ring 133, and a spring 134.

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.The orifice housing 131 is provided with a plurality of slots 132 that provide a path for fluid movement. When the slots 132 are four, the sum of the flow path areas must be 34 cm 2 or more to reduce the flow rate in the channel. It can prevent.

상기 오리피스 링(133)은 상기 오리피스 하우징(131)에 결합되며, 상기 슬롯(132) 상에서 슬라이딩될 수 있다.The orifice ring 133 is coupled to the orifice housing 131 and may slide on the slot 132.

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.The spring 134 is interposed between the orifice housing 131 and the orifice ring 133 is contracted or relaxed by the flow rate of the upstream fluid flowing through the channel.

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.When the hydraulic pressure applied to the spring 134 is large and contracted, the orifice ring 133 is accompanied by the contraction of the spring to slide to one side, that is, to the upper side to expand the flow path area of the slot 132.

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.Accordingly, despite the change in the flow rate of the fluid, the change in the fluid force is minimal, so that a stable fluid force can be ensured when the fuel is replaced, and the flow rate of the slot 132 can be expanded to prevent the low flow rate phenomenon in the conventional channel.

여기서, 유체력과 채널의 유량은 반비례 관계에 있어 스프링(134)의 탄성계수 및 슬롯(134)의 유로 면적의 설계가 중요한 인자가 된다.Here, the fluid force and the flow rate of the channel are inversely related, and the elastic modulus of the spring 134 and the design of the flow path area of the slot 134 are important factors.

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.Referring to Figure 3, the elastic modulus of the spring 134 of the present invention has a flow rate range of 10 ~ 20kg / s, when the fluid force is 2800 ~ 3000N, may be within 0.5 ~ 0.9kgf / mm, and Likewise, when four slots 132 are formed, the total area of the flow path has 34 cm 2 or more.

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.If the elastic modulus is smaller than 0.5 kgf / mm, the elastic force is weak so that the sliding of the orifice ring 133 cannot be guided, and if the elastic modulus is larger than 0.9 kgf / mm, there is a problem that the low flow rate cannot be improved.

여기서, 상기 10~20kg/s의 유량 범위 및 2800~3000N의 유체력은 핵연료 교체장치(100)가 채널에서 핵연료를 교체하기 위한 조건을 나타낸다.Here, the flow rate range of 10 ~ 20kg / s and the fluid force of 2800 ~ 3000N represents the conditions for the fuel replacement device 100 to replace the fuel in the channel.

또한, 유로의 총면적은 34cm2 미만인 경우 저유량 현상이 발생되게 된다.Further, when the total area of the flow path is less than 34 cm 2 , a low flow rate phenomenon occurs.

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.The body 120 is formed with a flow hole 121 through which the fluid can pass in and out of the body 120 in order to minimize the loss of the fluid to prevent a low flow phenomenon, the flow hole 121 is The body 120 is formed in a plurality of columns and rows with equal intervals on the front surface.

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.The flow holes 121 may be formed by staggering even and odd rows of a plurality of rows, which may reduce fluid loss due to a high flow ratio of the fluid.

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 방향 으로 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, 본 발명의 경우(case 5) 유체 흐름비가 높아 유체의 손실을 방지할 수 있다.That is, referring to FIG. 4, when the flow holes 121 exist only at both ends of the body 120 (case 1), and when four rows of flow holes 121 are formed in the length direction (case 2), When eight rows of flow holes 121 are formed (case 3), eight rows of flow holes 120 are formed in the longitudinal direction, and when the flow holes 121 are alternately formed at intervals of one row (case 4), the flow of fluid While the ratio is low, in the case of the present invention (case 5), the fluid flow ratio is high to prevent the loss of the fluid.

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.According to the nuclear fuel replacement device 100 of the pressurized heavy water reactor-type nuclear power plant having the structure as described above, the flow rate controller 130 optimizes the flow path area of the slot 132 and reduces the contraction and relaxation of the spring 134 according to the change of the fluid force. By sliding the orifice ring 133 on the slot 132 it is possible to smoothly move the fluid while maintaining the fluid force irrespective of the flow rate change it can prevent the low flow rate phenomenon in the channel.

도 1은 본 발명의 일 실시예에 따른 가압중수로형 원전의 핵연료 교체장치를 개략적으로 나타낸 정면도.1 is a front view schematically showing a nuclear fuel replacement device of the pressurized heavy water reactor-type nuclear power plant according to an embodiment of the present invention.

도 2는 도 1의 가압중수로형 원전의 핵연료 교체장치를 개략적으로 나타낸 단면도.Figure 2 is a cross-sectional view schematically showing a nuclear fuel replacement device of the pressurized heavy water reactor-type nuclear power plant of Figure 1;

도 3은 도 1의 슬롯에 대한 유체 흐름비와 하중 관계를 나타낸 그래프.3 is a graph showing the fluid flow ratio and the load relationship for the slot of FIG.

도 4는 도 1의 유동 홀에 대한 핵연료 교체장치의 위치와 유체 흐름비를 나타낸 그래프.4 is a graph showing the position and fluid flow rate of the nuclear fuel replacement device for the flow hole of FIG.

<도면의 주요부분에 대한 부호의 설명><Description of the symbols for the main parts of the drawings>

100... 핵연료 교체장치 110... 핵연료 접촉부100 ... Fuel changer 110 ... Nuclear fuel contact

120... 바디 121... 유동 홀120 ... body 121 ... floating hole

130... 유량 제어부 131... 오리피스 하우징130 ... Flow control unit 131 ... Orifice housing

132... 슬롯 133... 오리피스 링132 ... slot 133 ... orifice ring

134... 스프링134 ... spring

Claims (5)

복수의 열 및 행으로 유동 홀이 형성된 바디;A body in which flow holes are formed in a plurality of columns and rows; 상기 바디의 일측에 결합된 핵연료 접촉부; 및A nuclear fuel contact coupled to one side of the body; And 상기 바디의 타측에 결합된 유량 제어부를 포함하되,Including a flow control unit coupled to the other side of the body, 상기 유량 제어부는:The flow control unit is: 유로를 제공하도록 복수의 슬롯이 형성된 오리피스 하우징;An orifice housing in which a plurality of slots are formed to provide a flow path; 상기 오리피스 하우징에 결합되며, 상기 슬롯 상을 슬라이딩하여 상기 슬롯의 유로 면적을 조절하는 오리피스 링; 및An orifice ring coupled to the orifice housing, the orifice ring sliding over the slot to adjust an area of the flow path of the slot; And 상기 오리피스 하우징 및 상기 오리피스 링 사이에 개재되어 상기 오리피스 하우징에 대해 상기 오리피스 링을 슬라이딩시키는 스프링를 포함하는 가압중수로형 원전의 핵연료 교체장치.And a spring interposed between the orifice housing and the orifice ring to slide the orifice ring with respect to the orifice housing. 청구항 1에 있어서,The method according to claim 1, 상기 유동 홀은 9열 8행의 등 간격으로 형성되되, 짝수 열과 홀수 열은 서로 엇갈리게 배치 형성되는 것을 특징으로 하는 가압중수로형 원전의 핵연료 교체장치.The flow holes are formed at equal intervals of nine rows and eight rows, and even-numbered and odd-numbered columns are arranged alternately with each other, characterized in that the nuclear fuel reactor of the nuclear reactor reactor. 청구항 1에 있어서,The method according to claim 1, 상기 슬롯은 상기 스프링의 수축에 의하여 상기 유로 면적이 넓어지고, 이완에 의하여 상기 유로 면적이 좁아지는 것을 특징으로 하는 가압중수로형 원전의 핵연료 교체장치.The slot is a nuclear fuel replacement device of the pressurized heavy water reactor-type nuclear power plant, characterized in that the passage area is widened by the contraction of the spring, the passage area is narrowed by the relaxation. 청구항 1에 있어서,The method according to claim 1, 상기 스프링은 유량 범위가 10~20kg/s 이고, 유체력이 2800~3000N일 때, 0.5~0.9kgf/mm 이내인 것을 특징으로 하는 가압중수로형 원전의 핵연료 교체장치.The spring has a flow rate range of 10 ~ 20kg / s, when the fluid force is 2800 ~ 3000N, nuclear fuel replacement device of the pressurized heavy water reactor-type nuclear power plant, characterized in that within 0.5 ~ 0.9kgf / mm. 청구항 1에 있어서,The method according to claim 1, 상기 슬롯은 4개로, 총 유로 면적은 34cm2 이상인 것을 특징으로 하는 가압중수로형 원전의 핵연료 교체장치.The slot is four, the total fuel flow area nuclear fuel replacement device of the pressurized heavy water reactor characterized in that the 34cm 2 or more.
KR1020080107662A 2008-10-31 2008-10-31 Apparatus for exchanging nuclear fuel of pressurized heavy water reactor type KR100977273B1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020080107662A KR100977273B1 (en) 2008-10-31 2008-10-31 Apparatus for exchanging nuclear fuel of pressurized heavy water reactor type

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
KR1020080107662A KR100977273B1 (en) 2008-10-31 2008-10-31 Apparatus for exchanging nuclear fuel of pressurized heavy water reactor type

Publications (2)

Publication Number Publication Date
KR20100048481A true KR20100048481A (en) 2010-05-11
KR100977273B1 KR100977273B1 (en) 2010-08-23

Family

ID=42275238

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
KR1020080107662A KR100977273B1 (en) 2008-10-31 2008-10-31 Apparatus for exchanging nuclear fuel of pressurized heavy water reactor type

Country Status (1)

Country Link
KR (1) KR100977273B1 (en)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20220053176A (en) * 2020-10-22 2022-04-29 한국수력원자력 주식회사 Monitoring Methodology of Demonstration Irradiated Fuel for CANDU

Family Cites Families (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR100701623B1 (en) * 2004-03-05 2007-03-30 이정윤 Fuel bundle extracting device, defuelling device, and method using the same under power-off condition of Nuclear power plant
KR200405733Y1 (en) 2005-10-25 2006-01-11 이정윤 Flow resistance tube used in fuel bundle extracting device of nuclear plant

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR20220053176A (en) * 2020-10-22 2022-04-29 한국수력원자력 주식회사 Monitoring Methodology of Demonstration Irradiated Fuel for CANDU

Also Published As

Publication number Publication date
KR100977273B1 (en) 2010-08-23

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US8701693B2 (en) Nozzle check valve
CN103968149A (en) Axial-flow type maze throttling structure
MX2007014335A (en) Control rod guide tube and method for providing coolant to a nuclear reactor fuel assembly.
KR100977273B1 (en) Apparatus for exchanging nuclear fuel of pressurized heavy water reactor type
CN203797073U (en) Emergency cutting-off safety device
CN106090355A (en) Flow control valve
EP1902268B1 (en) Heat exchanger
JP2021144050A (en) Piping enhancement for backflow prevention in multi-loop, metal-cooled nuclear reactor system
CN105103070A (en) Pressure independent control and balancing valves
CN1391665A (en) Automatic valve for stabilization of thermostatic mixing device
JP2008232196A (en) Constant flow rate controller
CN103062444A (en) Water pressure plug-in type three-position four-way electromagnetic directional valve
CN105736824A (en) Labyrinth type regulating valve
CN202469108U (en) Hole plate assembly type micro amount water spray regulating valve
JP5575590B2 (en) Pressure reducing valve
RU2514328C1 (en) Throttle control device
JP5230175B2 (en) Hydroelectric generator
CN209818775U (en) Anti-cavitation valve with sectional type flow characteristic
CN213871275U (en) Pressure reducing valve with multiple flow passages and capable of stably regulating pressure
CN203880213U (en) Axial-flow type labyrinth throttling structure
CN210196056U (en) Water pump controller
EP3143353B1 (en) Heat exchange device for cooling synthetic gas and method of assembly thereof
JP6434189B2 (en) Heat exchanger
CN220337510U (en) Direct-acting electromagnetic valve
KR20050009401A (en) Safety injection tank with sealing device for passive type fluidic device

Legal Events

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

Payment date: 20130722

Year of fee payment: 4

FPAY Annual fee payment

Payment date: 20140730

Year of fee payment: 5

FPAY Annual fee payment

Payment date: 20150729

Year of fee payment: 6

FPAY Annual fee payment

Payment date: 20160801

Year of fee payment: 7

FPAY Annual fee payment

Payment date: 20170801

Year of fee payment: 8

FPAY Annual fee payment

Payment date: 20180806

Year of fee payment: 9