KR20190099519A - 제어봉 감쇠 시스템 - Google Patents
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Abstract
제어봉들의 상부 단부들상의 감쇠 영역 또는 "대쉬 포트"는 안내 튜브들의 직경을 좁히지 않으면서 강하된 제어봉 조립체들로부터의 에너지를 흡수한다. 결과적으로, 냉각제는 안내 튜브들을 통해 자유롭게 유동할 수 있어서 비등하는 물의 문제점을 감소시킨다. 감쇠 영역은 안내 튜브들의 내측 표면과 제어봉의 외측 표면 사이의 분리 거리를 감소시켜서 안내 튜브들의 상부 단부로 진입할 때 제어봉들을 감소시킨다. 다른 예에서, 감쇠 영역은 드라이브 샤프트상에 위치될 수 있다. 감쇠 영역은 드라이브 샤프트 지지 부재에 있는 개구보다 큰 직경을 가질 수 있으며, 이것은 드라이브 메커니즘에 의해 강하될 때 드라이브 샤프트를 감속시킨다.
Description
본 출원은 2016 년 12월 30 일자에 제출된 미국 특허 가출원 No. 62/441,038 인 "CONTROL ROD DASH POT INTEGRAL TO THE UPPER TIE PLATE"의 우선권을 주장하며, 상기 출원의 내용은 본원에 참고로서 포함된다.
본 발명은 에너지성에 의해 부연된 Contract No. DE-NE0000633 하에서 정부 지원을 받아 이루어졌다. 정부는 본 발명에 특정의 권리를 가진다.
본 발명은 일반적으로 제어봉 댐핑 시스템(control rod damping system)에 관한 것이다.
대쉬 포트(dash pot)들은 안내 튜브들의 저부에 인접한 직경을 축소하여 잠재적인 충격 손상을 감소시키도록 긴급 정지(scram) 동안 제어봉들의 낙하를 느리게 한다. 핵원자로 안내 튜브들을 통한 느린 냉각제 유동은 안내 튜브의 부식 및 침강물의 축적에 기인하는 제어봉 작동과의 잠재적인 간섭, 연료 경제의 감소 및 비등(boiling)과 같은 문제점들에 이를 수 있다. 낮은 냉각제 유동의 하나의 잠재적인 원인은 대쉬 포트(dash pot)들이다.
본 발명의 목적은 종래 기술의 문제점을 해결할 수 있는 핵원자로 연료 조립체의 안내 튜브로 삽입되는 제어봉을 제공하는 것이다.
본 발명의 과제는 청구항에 기재된 제어봉에 의해 해결될 수 있다.
구비된 도면들은 예시적인 목적을 위하여 개시된 본 발명의 시스템, 장치, 방법 및 컴퓨터 읽기 가능한 저장 매체를 위하여 가능한 구조 및 작동들의 예를 제공하는 역할을 한다. 이들 도면들은 개시된 구현예들의 사상 및 범위로부터 벗어나지 않으면서 당업자가 이룰 수 있는 형태 및 세부 내용에서의 그 어떤 변화라도 제한하지 않는다.
도 1 은 예시적인 파워 모듈의 개략적인 다이아그램을 도시한다.
도 2 는 드라이브 샤프트 및 제어봉 조립체의 사시도이다.
도 3 은 연료 조립체 안으로 부분적으로 삽입된 제어봉 조립체의 측면도이다.
도 4 는 제어봉 조립체 및 연료 조립체의 측면도이다.
도 5 는 제어봉 감쇠 섹션의 확대된 상세 측면도이다.
도 6 은 제어봉 조립체의 평면도이다.
도 7 은 관련된 안내 튜브 안으로 삽입되는 제어봉의 감쇠 섹션의 측면도이다.
도 8 은 제어봉 감쇠 섹션의 더 확대된 상세 측면도이다.
도 9 는 드라이브 샤프트상에 위치된 감쇠 영역의 측면도이다.
도 10 은 도 9 의 감쇠 영역의 단면도이다.
도 1 은 예시적인 파워 모듈의 개략적인 다이아그램을 도시한다.
도 2 는 드라이브 샤프트 및 제어봉 조립체의 사시도이다.
도 3 은 연료 조립체 안으로 부분적으로 삽입된 제어봉 조립체의 측면도이다.
도 4 는 제어봉 조립체 및 연료 조립체의 측면도이다.
도 5 는 제어봉 감쇠 섹션의 확대된 상세 측면도이다.
도 6 은 제어봉 조립체의 평면도이다.
도 7 은 관련된 안내 튜브 안으로 삽입되는 제어봉의 감쇠 섹션의 측면도이다.
도 8 은 제어봉 감쇠 섹션의 더 확대된 상세 측면도이다.
도 9 는 드라이브 샤프트상에 위치된 감쇠 영역의 측면도이다.
도 10 은 도 9 의 감쇠 영역의 단면도이다.
제어봉들의 상부 단부들상의 감쇠 영역(dampening area) 또는 "대쉬 포트(dash pot)"는 안내 튜브들의 직경을 제한할 필요성을 감소시킨다. 결과적으로, 물은 안내 튜브들을 통하여 보다 자유롭게 유동할 수 있어서 비등하는 냉각제의 문제점을 감소시킨다. 제어봉 조립체의 상부 부분에서의 제한은 유압의 배압을 발생시키며, 이것은 긴급 정지 과정(scram procedure) 동안에 연료 조립체에 부딪히는 제어봉들의 낙하 및 관련된 충격을 느리게 한다.
제어봉들은 제 1 섹션을 구비하며, 제 1 섹션은 안내 튜브로 삽입되어 핵원자로 코어 안에서 핵분열 비율을 제어하는 활성 물질을 보유하는 제 1 직경을 가진다. 제어봉들의 제 2 섹션은 헤드 조립체에 부착된다. 신규한 감쇠 섹션은 더 큰 제 2 직경을 가진 제 2 섹션과 제 1 섹션 사이에 위치된다. 감쇠 섹션은 안내 튜브의 내측 표면과 제어봉의 외측 표면 사이의 분리 거리를 감소시키며, 이것은 안내 튜브의 상부 단부에 진입할 때 제어봉을 감속시킨다.
일 예에서, 제어봉은 실린더형 클래딩을 가질 수 있으며, 이것은 활성 물질을 유지하고 제 1 벽 두께를 가진 저부 단부를 포함한다. 클래딩의 상부 단부는 제 1 벽 두께보다 큰 제 2 의 연속적으로 증가하는 벽 두께를 가질 수 있다.
다른 예에서, 감쇠 영역은 드라이브 샤프트상에 위치될 수 있다. 드라이브 샤프트는 지지 부재에 있는 개구를 통해 미끄러지게 연장될 수 있다. 드라이브 샤프트는 지지 부재에 있는 개구보다 큰 직경을 가진 감쇠 섹션을 구비할 수 있어서, 로드 드라이브 메커니즘에 의해 강하될 때 드라이브 샤프트를 감속시킨다.
도 1 은 원자로 압력 용기(52)를 포함하는 예시적인 원자로 모듈(100)의 단면도이다. 원자로 코어(6)는 원자로 압력 용기(52)의 하부 헤드(55)에 인접하여 위치된 것으로 도시되어 있다. 원자로 코어(6)는 쉬라우드(22)에 위치하며 쉬라우드는 원자로 코어(6)를 그것의 측부 둘레에서 둘러싼다. 라이저 섹션(riser section, 24)은 원자로 코어(6) 위에 위치한다.
제 1 냉각제(28)가 핵분열 이벤트(fission event)의 결과로서 원자로 코어(6)에 의해 가열될 때, 제 1 냉각제(28)는 쉬라우드(22)로부터 원자로 코어(6) 위에 위치하는 원환부(annulus, 23)로, 그리고 라이저(24) 밖으로 지향된다. 이것은 추가적으로 제 1 냉각제(28)가 쉬라우드(22) 안으로 유인되어 원자로 코어(6)에 의해 다시 가열되는 결과를 가져올 수 있으며, 이는 더 많은 제 1 냉각제(28)를 쉬라우드(22) 안으로 유인한다. 라이저(24)로부터 나오는 제 1 냉각제(28)는 냉각될 수 있고 원자로 압력 용기(52) 밖을 향하여 지향되며, 다음에 자연 순환을 통해 원자로 압력 용기(52)의 저부로 복귀한다.
제 1 냉각제(28)는 원자로 코어(6)를 지나서 순환하여 고온의 냉각제(TH)가 되며 다음에 라이저 섹션(24)을 통하여 위로 계속되는데, 여기에서 원환부를 향해 아래로 지향되어 열교환기로 냉각됨으로써 저온의 냉각제(TC)가 된다. 다수의 드라이브 샤프트(20)들에 작동되게 결합된 하나 이상의 제어봉 드라이브 메커니즘(control rod drive mechanism, CRDM, 10)은 원자로 코어(6)의 위에 위치하는 복수개의 제어봉 조립체(82)들과 인터페이스되도록 구성될 수 있다.
원자로 압력 용기 배플 플레이트(baffle plate, 45)는 제 1 냉각제(28)를 원자로 압력 용기(52)의 하부 단부(55)를 향하여 지향시키도록 구성될 수 있다. 원자로 압력 용기 배플 플레이트(45)의 표면은 라이저 섹션(24)을 빠져나가는 제 1 냉각제(28)와 직접 접촉할 수 있고 그것을 편향시킬 수 있다. 일부 예에서, 원자로 압력 용기 배플 플레이트(45)는 스테인레스 스틸 또는 다른 재료로 만들 수 있다.
원자로 압력 용기(52)의 하부 단부(55)는 타원형, 돔형, 오목형 또는 반구형 부분(55A)을 포함할 수 있으며, 타원형 부분(55A)은 제 1 냉각제(28)를 원자로 코어(6)를 향하여 지향시킨다. 타원형 부분(55A)은 유량을 증가시킬 수 있고 원자로 코어(6)를 통한 제 1 냉각제의 자연 순환을 증진시킬 수 있다. 경계층의 분리(boundary separation) 및 정체 영역(stagnation region)을 제거/최소화시키도록 원자로 압력 용기 배플 플레이트(45)의 곡률 반경을 변경함으로써 냉각제 유동(28)의 최적화가 더 이루어질 수 있다.
원자로 압력 용기 배플 플레이트(45)는 라이저 섹션(24)의 상부와 가압기 영역(pressurizer region, 15) 사이에 위치되는 것으로 도시되어 있다. 가압기 영역(15)은 하나 이상의 히터 및 스프레이 노즐을 포함하는 것으로 도시되어 있는데, 스프레이 노즐은 원자로 압력 용기(52)의 헤드 또는 상부 단부(56)내에서, 압력을 제어하거나 또는 증기 돔(steam dome)을 유지하도록 구성된다. 원자로 압력 용기 배플 플레이트(45) 아래에 위치하는 제 1 냉각제(28)는 상대적으로 서브 냉각된(sub-cooled) 냉각제(TSUB)를 포함할 수 있는데 반하여, 원자로 압력 용기(52)의 상부 단부(56)에 있는 가압기 영역(15)의 제 1 냉각제(28)는 실질적으로 포화된 냉각제(TSAT)를 포함할 수 있다.
제 1 냉각제(28)의 유체 레벨은 원자로 압력 용기 배플 플레이트(45) 위에 있고 가압기 영역(15) 안에 있는 것으로 도시되어 있음으로써, 원자로 압력 용기(52)의 하부 단부(55)와 원자로 압력 용기 배플 플레이트(45) 사이의 전체 체적은 원자로 모듈(100)의 정상 작동 동안에 제 1 냉각제(28)로 채워질 수 있다.
쉬라우드(22)는 하나 이상의 제어봉 안내 튜브(124)들을 지지할 수 있다. 하나 이상의 제어봉 안내 튜브(124)들은 제어봉 조립체(82)들을 안내하는 역할을 하며, 제어봉 조립체들은 원자로 코어(6) 안으로 삽입되거나 또는 그로부터 제거된다. 일부 예에서, 제어봉 드라이브 샤프트(20)들은 원자로 압력 용기 배플 플레이트(45)를 통하여 그리고 라이저 섹션(24)을 통하여 지나갈 수 있으며, 이는 원자로 코어(6)에 대한 제어봉 조립체(82)들의 위치를 제어하기 위함이다.
원자로 압력 용기(52)는 플랜지를 포함할 수 있으며, 플랜지에 의하여 하부 헤드(55)는 원자로 압력 용기(52)의 용기 동체(60)에 제거될 수 있게 부착될 수 있다. 일부 예에서, 재급유 작동과 같은 동안에 하부 헤드(55)가 용기 동체(60)로부터 분리되어 있을 때, 라이저 섹션(24), 배플 플레이트(45) 및 다른 내부 구조물이 용기 동체(60) 안에 보유될 수 있는 반면에, 원자로 코어(6)는 하부 헤드(55) 안에 보유될 수 있다.
추가적으로, 용기 동체(60)는 격납 용기(70) 안에 하우징될 수 있다. 격납 용기(70)와 원자로 압력 용기(52) 사이에 위치하는 격납 영역(74)에 존재하는 그 어떤 공기 또는 다른 기체라도 원자로 시동 이전에 또는 그 동안에 제거될 수 있거나 비워질 수 있다. 격납 영역(74)으로부터 비워지거나 또는 배기되는 기체는 비응축성 기체 및/또는 응축성 기체를 포함할 수 있다. 응축성 기체는 격납 영역(74) 안으로 배출되는 증기를 포함할 수 있다.
비상 작동 동안에, 증기(vapor) 및/또는 스팀이 격납 영역(74)으로 배출될 수 있으며, (수소와 같은) 오직 무시할만한 양의 비응축성 기체가 격납 영역(74)으로 배출되거나 또는 배기될 수 있다.
특정의 기체는 핵 원자로 시스템내에서 겪는 작동 압력하에서 비 응축성으로 간주될 수 있다. 이러한 비 응축성 기체는 예를 들어 산소 및 수소를 포함할 수 있다. 비상 작동 동안에, 증기는 연료봉과 화학적으로 작용하여 높은 레벨의 수소를 생성할 수 있다. 수소가 공기 또는 산소와 혼합될 때, 이것은 가연성 혼합물을 만들 수 있다. 격납 용기(54)로부터 공기 또는 산소의 실질적인 부분을 제거함으로써, 혼합될 수 있는 수소 및 산소의 양은 최소화되거나 또는 제거될 수 있다.
실제적인 관점에서, 원자로 모듈(100)의 작동 동안에 비응축성 기체들이 실질적으로 격납 영역(74)으로 배출되지 않거나 또는 그렇지 않으면 그 안에 수용되지 않는 것을 가정할 수 있다. 따라서, 일부 예에서, 실질적으로 수소 기체는 격납 영역(74) 안에 존재하지 않아서, 격납 영역(74) 내에 존재할 수 있는 수소의 레벨 및/양은 산소와 함께 비 가연성 수준에서 유지된다. 더욱이, 산소-수소 혼합물의 이러한 비가연성 수준은 수소 재결합기(hydrogen recombiner)의 사용 없이 유지될 수 있다. 일부 예에서, 원자로 압력 용기(52)로부터의 분리된 벤트 라인(vent line)들은 시동, 가열, 냉각 및/또는 원자로의 중단 동안에 비응축성 기체를 제거하도록 구성될 수 있다.
비상 긴급 정지(emergency scram) 상태 동안에, 드라이브 조립체(10)들은 드라이브 샤프트(20)를 해제시켜서 제어봉 조립체(82)를 안내 튜브(124) 안으로 강하시킨다. 통상적인 안내 튜브(124)들은 저부 단부들을 향하여 좁혀질 수 있어서 원자로 코어(6) 안으로 강하된 제어봉 조립체(82)들의 충격을 유체 역학적으로 감쇠시킨다. 위에서 설명된 바와 같이, 안내 튜브(124)들의 협소한 저부 직경들은 원자로 코어(6)를 통한 제 1 냉각제(28)의 유동을 감소시킬 수 있어서 냉각제(28)가 비등하게 하여 부식 및 감소된 연료 경제를 초래한다.
제어봉 감쇠 시스템(Control Rod Dampening System)
도 2 는 감쇠 영역(dampening area, 130)을 포함하는 제어봉 조립체(82)의 사시도이다. 제어봉 조립체(82)는 위에 유지될 수 있고 다음에 원자로 코어(6) 안으로 삽입된다. 위에서 도 1 에 설명된 바와 같이, 다수의 드라이브 샤프트(20)들은 로드 드라이브 메커니즘(10)으로부터, 배플 플레이트(45) 및 쉬라우드(22)를 통해 원자로 코어(6)의 상부로 연장된다. 일 예에서, 드라이브 샤프트(20)들은 위에서 도 1 에 설명된 바와 같이 배플 플레이트(45)의 일부일 수 있는 드라이브 샤프트 지지부(122)를 통하여 연장된다. 그러나, 드라이브 샤프트 지지부(80)는 원자로 압력 용기(52) 안의 그 어느 곳에라도 위치되거나 부착될 수 있으며, 예를 들어 쉬라우드(22), 원환부(23) 또는 라이저 섹션(riser section, 24)에 위치되거나 부착될 수 있다.
헤드 조립체(86)는 드라이브 샤프트(20)의 저부 단부에 부착된 실린더(88)를 포함할 수 있다. 헤드 조립체(86)는 아암(90)을 포함할 수 있으며, 이것은 실린더(86)로부터 반경 방향 외측으로 연장되고 말단 단부들에서 제어봉(92)들의 상단부들에 부착된다. 헤드 조립체(86)는 다르게는 스파이더 머시닝(spider machining)으로 지칭되고 제어봉(92)들은 다르게는 핑거(finger)들로 지칭된다.
제어봉(92)들은 연료 조립체(120) 안으로 연장되며, 이것은 다르게는 연료 다발(fuel bundle)로서 지칭되고 도 1 에서 원자로 코어(6)의 일부를 형성한다. 연료 조립체(120)는 다수의 안내 튜브(124)들을 지지하는 상부 노즐(122)을 포함할 수 있다. 안내 튜브(124)들은 노즐(122)로부터 아래로 핵연료봉(미도시) 사이에 연장된다. 제어봉(92)들은 우라늄 및 플루토늄 연료봉들의 핵분열 비율(fission rate)을 제어한다.
제어봉(92)들은 통상적으로 드라이브 샤프트(20)에 의하여 연료 조립체(120) 위에 유지되거나 또는 연료 조립체(120) 안으로 약간 삽입되어 유지된다. 원자로 코어(6)는 과열될 수 있다. 핵 긴급 정지 작동은 도 1 의 로드 드라이브 메커니즘(10)이 드라이브 샤프트(20)들을 해제시켜서 제어봉(92)들을 안내 튜브(124)들 안으로 연료봉들 사이에 강하시키는 것으로 개시된다. 일부 연료 조립체들은 연료 튜브(124)들의 저부 단부들을 좁혀서 연료 조립체(120) 안에 부딪히는 제어봉 조립체(82)의 충격을 감소시킨다.
위에서 설명된 바와 같이, 안내 튜브들의 저부 단부들에서 이들 좁은 직경들은 냉각제 유동을 제한하여 증기로 발생된 부식을 일으킨다. 낮은 냉각제 유동의 부정적인 효과는 안내 튜브(124)들을 통하여 냉각제를 순환시키도록 펌프 대신에 자연 순환을 이용할 수 있는 핵 원자로 모듈(100)과 같은 핵 원자에서 더욱 해로울 수 있다.
감쇠 영역(130)들은 긴급 정지 작동 동안에 연료 조립체(120)상으로 제어봉 조립체(82)를 강하시키는 충격을 감소시키도록 제어봉(92)들의 상부 단부들 안으로 통합된다. 안내 튜브(124)들의 저부 단부들을 통한 냉각제 유동을 연속적으로 제한하는 대신에, 긴급 정지 작동중에 감쇠 영역(130)들은 안내 튜브(124)들의 상부 단부들에서만 냉각제 유동을 제한한다. 더욱이, 제어봉(92)들이 대부분 안내 튜브(124)들 안으로 삽입된 이후에 냉각제 유동이 오직 제한된다. 다른 예에서, 감쇠 영역(150)들은 드라이브 샤프트(20)상에 위치되어 충격력을 제어봉 조립체(82) 및 연료 조립체(120) 위로 더 멀리 움직인다.
도 3 은 측면도이고 도 4 는 제어봉 조립체(82) 및 연료 조립체(120)의 측부 단면도이다. 도 5 는 감쇠 영역(130)을 포함하는 제어봉(92)의 일부에 대한 보다 상세한 측단면도이다. 도 3 내지 도 5 를 참조하면, 안내 튜브 슬리브(126)들은 노즐(122)의 바닥(floor, 124)에 형성된 구멍(128)들의 실질적으로 중간으로부터 아래로 연장된다. 안내 튜브(124)들은 바닥(123)의 상부 표면으로부터 구멍(128)들 및 슬리브(126)들을 통하여 원자로 코어의 연료봉들 사이로 하향 연장된다.
제어봉(92)들 각각은 상부 플러그 섹션(136), 스프링(134)을 유지하는 중간 섹션(129) 및, 활성 제어봉 물질(132)을 유지하는 저부 섹션(131)을 구비한다. 활성 물질(132)은 도 1 의 원자로 코어(6)에서 사용되어 우라늄 및 플루토늄의 핵분열 비율을 제어한다. 적어도 일부 예에서, 활성 물질(132)은 보론, 실버, 인듐 및 카드뮴과 같은 화학적 요소들을 포함할 수 있으며, 이들은 자체적인 핵분열 없이 중성자를 흡수할 수 있다.
각각의 제어봉(92)은 헤드 조립체(86)로부터 아래로 관련된 안내 튜브(124)의 상부 단부로 연장된다. 완전하게 삽입된 위치에서, 제어봉(92)들은 노즐(122)을 통하여 안내 튜브(124)들의 저부로 연료봉들 사이에 연장된다. 제어봉(92)들은 보통 드라이브 샤프트(20)에 의해 노즐(122) 위에 유지되고 과열 상태가 검출되지 않는 한 통상적으로 연료 조립체(126) 안으로 완전하게 삽입되지 않는다.
감쇠 영역(130)은 스프링(134)이 삽입되는 활성 물질(132) 위와 플러그(136) 사이에서 중간 섹션(126)들의 상부 단부들에 위치한다. 아래에서 보다 상세하게 설명되는 바와 같이, 핵 긴급 정지 동안에 제어봉(92)들이 안내 튜브(124)들 안으로 강하할 때 감쇠 영역(130)은 충격을 감소시킨다. 일 예에서, 감쇠 영역(130)에서 제어봉(92)들의 직경들은 연료 조립체(120) 안으로 아래로 연장되는 하부 섹션(131)들의 직경들보다 더 크다. 이것은 감쇠 영역(130)이 안내 튜브(124)들의 상부 단부들에 도달하기 전에 활성 물질(132)을 유지하는 실질적으로 전체 하부 섹션(131)이 연료봉들 사이에 완전하게 삽입될 수 있게 한다.
도 6 은 제어봉 조립체(82) 및 안내 튜브(124)들의 상부 단면도이다. 도 7 은 관련된 안내 튜브(124) 안으로 부분적으로 삽입된 제어봉(92)의 측부 단면도이다. 도 8 은 제어봉(92)에 형성된 감쇠 영역(130)의 더욱 확대된 상세 측부 단면도이다.
도 4, 도 6 및 도 7 을 우선 참조하면, 위에서 설명된 바와 같이, 제어봉(92)의 플러그(136)는 상부 단부(137A) 및 저부 단부(137B)를 구비하고, 상기 상부 단부는 헤드 조립체(86)상의 아암(90)의 저부 단부로 삽입되고, 상기 저부 단부는 실린더형 클래딩(cylindrical cladding, 140)으로 삽입된다. 일 예에서, 클래딩(140)은 스프링(134) 및 활성 물질(132)을 유지하는 원형 단면 형상을 가진다. 일 예에서, 클래딩(140)은 스테인리스 스틸로 만들어질 수 있다.
안내 튜브 칼러(guide tube collar, 142)는 도 4 에 도시된 바와 같이 노즐(122)의 바닥(123)으로부터 위로 연장된다. 안내 튜브(124)은 칼러(142)로부터 아래로 노즐(122)의 바닥(123)을 통하여 연료 조립체(120)의 저부로 연장된다. 슬리브 칼러(sleeve collar, 144)는 도 4 에 도시된 바와 같이 노즐(122)의 구멍(128) 안에 놓인다. 슬리브(126)는 노즐(122)의 바닥(123) 아래에서 칼러(144)로부터 아래로 연장된다. 스프링(146)은 칼러(142)와 칼러(144) 사이에서 안내 튜브(124)의 외측 표면 둘레에 연장된다.
이제 도 8 을 참조하면, 클래딩(140)의 관련된 외측 직경 및 벽 두께는 하부 감쇠 위치(130A)로부터 상부 감쇠 위치(130B)로 연속적으로 증가될 수 있다. 이러한 증가된 벽 두께 및 대응하는 증가된 직경은 클래딩(140)의 외측 표면과 안내 튜브(124)의 내측 표면 사이의 간격(148)을 감소시킨다. 예를 들어, 감쇠 위치(130A)에서 클래딩(140)과 안내 튜브(124) 사이의 간격(148A)은 상부 감쇠 위치(130B)에서 클래딩(140)의 외측 표면과 안내 튜브(124)의 내측 표면 사이의 간격(148B)보다 크다.
도 1 내지 도 8 을 참조하면, 정상 작동 동안에, 드라이브 샤프트(20)는 제어봉(92)들을 거의 완전하게 연료 조립체(120) 위에 유지할 수 있다. 과열 상태 동안에, 도 1 의 로드 드라이브 메커니즘(10)은 드라이브 샤프트(20)들을 해제시켜서 제어봉 조립체(82)를 강하시킨다. 활성 물질(132)을 포함하는 제어봉(92)들의 하부 섹션(131)들은 균일한 소직경을 가지고, 따라서 안내 튜브(124)들 안으로 자유롭게 강하한다. 제어봉(92)들은 냉각제를 안내 튜브(124)들의 상부 단부 및 하부 단부 밖으로 밀 수 있다.
제어봉(92)들은 감쇠 영역(130)의 저부 단부(130A)가 안내 튜브(124)들의 상부 단부들에 도달할 때까지 계속 자유롭게 강하한다. 감쇠 영역(130)의 연속적으로 증가하는 직경은 제어봉(92)들의 외측 표면과 안내 튜브(124)들의 내측 표면들 사이에서 안내 튜브(124)들의 상부 단부들의 간격(148)을 감소시키기 시작한다.
감쇠 영역(130)은 냉각제가 안내 튜브(124)들의 상부 단부들을 통하여 빠져나가는 것을 제한하기 시작한다. 제한된 냉각제는 유압의 배압(back hydraulic pressure)을 생성하며, 이것은 안내 튜브(124)들의 내부로 떨어지는 제어봉(92)들로부터 에너지의 일부를 흡수하고 그것을 느리게 한다. 결과적으로, 안내 튜브(124)들 안의 냉각제는 제어봉 조립체(82)의 낙하 속도를 감속시키는 유압 실린더와 같이 작용한다.
큰 직경의 감쇠 섹션(130)을 이용하는 한가지 실질적인 장점은 안내 튜브(124)들이 연료 조립체(120)의 전체 길이를 통하여 일관된 직경을 유지할 수 있다는 것이다. 따라서, 안내 튜브(126)들은 협소한 직경의 저부 단부들을 가진 안내 튜브들에 존재하는 비등 및 부식 문제의 발생을 회피할 수 있다.
넓은 감쇠 영역(130)들은 안내 튜브(124)들의 저부에서 직경을 변화시키는 것과 비교하여 제조가 더 용이할 수 있다. 넓은 감쇠 영역(130)들은 제어봉(92)들의 상부 단부들을 뻣뻣하게(stiffen) 할 수 있으며 제어봉(92)들이 안내 튜브(124)들 안으로 강하할 때 바인딩(binding)을 감소시킨다.
일 예에서, 감쇠 위치(130A)에서의 저부 외측 직경(149A)은 대략 9.677 밀리미터(mms) 일 수 있고, 하부 간격(148A)은 대략 0.866 밀리미터일 수 있고, 상부 간격(148A)은 대략 .375 밀리미터일 수 있고, 하부 감쇠 위치(130A)와 상부 감쇠 위치(130B) 사이의 거리는 대략 85 밀리미터일 수 있다.
감쇠 영역(130)의 간격, 직경 및 거리는 제어봉 조립체(82)의 크기 및 중량에 기초하여 변화될 수 있다. 감쇠 영역(130)의 치수들은 제어봉 조립체(82)의 보다 점진적인 감속을 제공하도록 변화될 수도 있다. 예를 들어, 하부 감쇠 위치(130A)와 상부 감쇠 위치(130B) 사이의 길이는 제어봉 조립체(82)의 보다 점진적인 감속을 제공하도록 증가될 수 있다. 다른 예에서, 대안의 냉각제 배출 경로를 제공하도록 안내 튜브(124)들의 상부 단부들을 통하여 구멍들이 드릴 가공될 수 있다.
다른 예에서, 클래딩(140)은 동일한 균일 두께로 유지될 수 있다. 그러나, 클래딩(140)의 외측 직경(149A)은 하부 감쇠 위치(130A)로부터 상부 감쇠 위치(130B)로 여전히 연속적으로 증가될 수 있다. 예를 들어, 클래딩(140)을 형성하는데 이용되도록 프로세싱된 압출(extrusion)은 감쇠 영역(130) 내에 연속적으로 증가하는 직경을 형성할 수 있다.
일 예에서, 도 7 에 도시된 제어봉(92)의 플러그(136)는 클래딩(cladding, 140)의 상부 단부와 실질적으로 같은 대형의 외측 직경(149A)을 가질 수 있다. 다른 예에서, 클래딩(140)은 실질적으로 동일한 직경(149)을 유지할 수 있으며 완전하게 안내 튜브(124)들 안으로 연장된다. 감쇠 영역(130)은 플러그(136) 안에 형성될 수 있고 연속적으로 증가하는 외측 직경을 가지며 상기 외측 직경은 저부 단부(137B)로부터 시작하여 상부 단부(137A)로 연장된다. 상부 단부(137A)에서의 직경은 제어봉(92)들이 긴급 정지 동안 해제되었을 때 아암(90)들이 노즐(122)의 상부로 강하하지 않도록 하는 크기를 가질 수 있다.
다른 예에서, V 형상 슬롯들은 노즐(122)의 바닥(123)으로부터 위로 연장될 수 있다. 슬롯들은 아암(90)들을 수용할 수 있고 제어봉 조립체(82)가 연료 조립체(120)의 상부로 부딪히기 전에 제어봉 조립체를 감속 및 정지시킬 수 있다.
도 9 는 위에서 도 2 에 도시된 제어봉 조립체(82) 및 드라이브 샤프트(20)의 측면도이다. 도 10 은 드라이브 샤프트 지지부(80) 및 드라이브 샤프트(20)의 일부에 대한 단면도이다. 도 9 및 도 10 을 참조하면, 드라이브 샤프트(20)는 제어봉(92)들 대신 사용되어 핵 긴급 정지(nuclear scram) 동안 제어봉 조립체(82)의 속도를 감쇠시킬 수 있다.
드라이브 샤프트(20)의 하부 단부는 제 1 외측 직경(152A)을 가질 수 있다. 하부 감쇠 위치(150A)는 제 1 외측 직경(152A)에서 시작되어, 상부 감쇠 위치(150B)에서 제 2 대형 외측 직경(152B)에 도달할 때까지 연속적으로 증가될 수 있다. 드라이브 샤프트(20)는 감쇠 위치(150A) 아래에서 작은 외측 직경(152A)을 유지할 수 있고 상부 감쇠 위치(150B) 위에서 큰 외측 직경(152B)을 유지할 수 있다.
하나의 예에서, 드라이브 샤프트(20)의 외측 직경은 드라이브 샤프트 벽(154)의 두께(156)를 증가시킴으로써 증가된다. 물론, 드라이브 샤프트(20)의 외측 직경(152)은 공지된 압출 프로세스(extrusion processes)들을 사용하여 드라이브 샤프트 벽(154)의 두께(156)를 증가시키지 않으면서 증가될 수 있다. 드라이브 샤프트(20)는 실린더 형상을 가질 수 있고, 감쇠 영역(150)은 도립된 원추 형상(inverted cone shape)을 가질 수 있다.
드라이브 샤프트 지지부(80)에 있는 원형 개구(158)에는 경사지고 도립된 원추 형상의 내측 벽(160)이 형성될 수 있으며, 이것은 감쇠 영역(150)을 수용하고 유지한다. 개구(158)의 직경은 지지부(80)의 저부측으로부터 지지부(80)의 상부측으로 연속적으로 증가할 수 있다. 감쇠 위치(150A) 아래의 드라이브 샤프트(20)는 개구(158)를 통하여 자유롭게 미끄러질 수 있어서 제어봉 조립체(82)를 연료 조립체(120)로 강하시킨다.
개구(158)의 저부 단부의 직경은 상부 감쇠 위치(150B)에서의 드라이브 샤프트(20)의 직경(152B) 보다 작다. 따라서, 드라이브 샤프트(20)는 감쇠 영역(150)의 외측 표면이 지지부(80)의 내측벽(160)에 대하여 안착되기 시작하면서 감속을 시작한다.
감쇠 영역(150)은 드라이브 로드 조립체(82)가 노즐(122)의 상부에 대하여 아래로 부딪히기 전에 드라이브 샤프트(20)를 정지시킬 수 있다. 예를 들어, 도 5 에 도시된 바와 같이 헤드 조립체(86)의 아암(90)들이 노즐(122)에 도달하기 직전에 감쇠 영역(150)은 드라이브 로드(20)를 정지시킬 수 있다.
대안의 감쇠 구성은 드라이브 샤프트(20)를 이용할 수 있다. 예를 들어, 스프링은 지지부(80)의 상부 표면으로부터 위로 연장될 수 있다. 드라이브 로드(20)의 넓은 외측 직경(152B) 또는 횡단 바아(transverse bar)는 스프링을 압축하여 드라이브 로드(20)를 감속시키고 결국 정지시킬 수 있다. 다른 예에서, 상방향으로 경사진 측부들을 가진 원추 형상 면(cone shaped facet)은 지지부(80)의 상부 표면으로부터 위로 연장될 수 있고 지지부(80)의 상방향으로 경사진 벽(160)과 유사하게 작동할 수 있다. 다른 예에서, 제어봉(92)들에 있는 감쇠 영역(130)들 및 드라이브 로드(20)들에 있는 감쇠 영역(150)들은 조합되어 사용될 수 있어서 강하하는 제어봉 조립체(82)의 충격을 더욱 분산시킨다.
바람직한 실시예의 원리들이 설명되고 도시되었지만, 그러한 원리로부터 벗어나지 않고 구성 및 세부 내용에서 실시예들이 변경될 수 있다는 점은 명백하다. 다음의 청구항의 범위 및 사상 내에 있는 모든 수정예 및 변형예들에 청구가 이루어진다.
위에서 설명된 작동들중 일부는 소프트웨어에서 수행될 수 있고 다른 작동들이 하드웨어에서 수행될 수 있다. 여기에 설명된 하나 이상의 작동들, 프로세스들 또는 방법들은 도시된 도면을 참조하여 여기에 설명된 것과 유사한 장치, 기구 또는 시스템에 의하여 수행될 수 있다.
개시된 구현예들은 여기 제공된 특정의 세부 내용중 일부 또는 전부 없이도 실시될 수 있다는 점이 당업자에게 명백할 것이다. 다른 예에서, 특정의 프로세스 또는 방법들은 개시된 실시예들을 불필요하게 모호하게 하는 것을 회피하기 위하여 상세하게 설명되지 않았다. 다른 구현예들 및 적용예들도 가능하며, 그에 의하여, 다음의 예들은 범위 및 설정에서 제한적이거나 한정적인 것으로 취해지지 않아야 한다.
첨부된 도면에 대한 참고가 이루어졌으며, 도면은 명세서의 일부를 형성하고 특정의 구현예들이 예시적으로 도시되어 있다. 비록 이들 개시된 구현예들은 당업자가 구현예들을 실시할 수 있기에 충분하도록 상세하게 설명되었을지라도, 이러한 예들은 제한적인 것이 아니어서, 다른 구현예들이 사용될 수 있고 사상 및 범위로부터 이탈하지 않으면서 개시된 구현예들에 대한 변화들이 이루어질 수 있음을 이해하여야 한다.
바람직한 실시예의 원리들이 설명되고 도시되었지만, 그러한 원리로부터 벗어나지 않고 구성 및 세부 내용에서 실시예들이 변경될 수 있다는 점은 명백하다. 다음의 청구항의 범위 및 사상 내에 있는 모든 수정예 및 변형예들에 청구가 이루어진다.
100. 원자로 모듈 52. 원자로 압력 용기
6. 원자로 코어 24. 라이저 섹션
6. 원자로 코어 24. 라이저 섹션
Claims (21)
- 핵원자로 연료 조립체의 안내 튜브로 삽입되는 제어봉으로서,
안내 튜브 안으로 삽입되어 핵원자로 코어 안에서 핵분열 비율(fission rate)을 제어하는 활성 물질을 구비하는 제 1 섹션으로서, 제 1 외측 직경을 가진 제 1 섹션; 헤드 조립체에 부착되도록 구성된 제 2 섹션; 제 1 섹션으로부터 제 2 섹션으로 연장되는 제 3 섹션; 제 3 섹션내에 위치되어 제 1 섹션으로부터 제 2 섹션으로 연장되는 스프링; 및,
제 1 섹션의 활성 물질의 위와 제 2 섹션 아래인 제 3 섹션의 중간 부분에 위치하고 스프링의 중간 부분을 둘러싸는 감쇠 섹션(dampening section)으로서, 제 1 직경보다 큰 제 2 직경을 가지고, 안내 튜브의 상부 단부로 진입할 때 제어봉을 감속시키도록 안내 튜브의 내측 표면과 제어봉의 외측 표면 사이의 분리 거리를 감소시키는, 감쇠 섹션;을 포함하는, 제어봉. - 제 1 항에 있어서, 실린더형 클래딩(cylindrical cladding)을 더 포함하고, 상기 실린더형 클래딩은:
제어봉의 제 1 섹션을 형성하고, 활성 물질을 유지하며, 제 1 벽 두께를 가진, 저부 단부; 및,
제어봉의 제 3 섹션을 형성하는 상부 단부로서, 상기 상부 단부의 중간 부분은 감쇠 섹션을 형성하는, 연속 증가하는 제 2 벽 두께를 가지는, 상부 단부;을 포함하는, 제어봉. - 제 2 항에 있어서, 스프링은 활성 물질 위에서 클래딩의 상부 단부에 위치하는, 제어봉.
- 제 1 항에 있어서, 감쇠 영역의 외측 직경은 제 1 섹션의 제 1 외측 직경으로부터 제 2 섹션의 제 2 외측 직경으로 연속적으로 증가하는, 제어봉.
- 제 3 항에 있어서, 제 2 섹션은 단부 플러그 플렉스 조인트(end plug flex joint)를 포함하는, 제어봉.
- 제 1 항에 있어서, 제 1 섹션은 감쇠 섹션이 안내 튜브의 상부 단부에 진입할 때 실질적으로 안내 튜브의 저부 단부로 연장되는, 제어봉.
- 제 1 항에 있어서, 감쇠 섹션은 안내 튜브의 상부 단부로 완전히 삽입될 때 감소된 분리 거리를 유지하는, 제어봉.
- 핵원자로 용기의 내측에 부착되고 개구를 구비하는, 지지 부재; 및,
드라이브 샤프트;를 구비하는 핵원자로 드라이브 샤프트 조립체로서, 상기 드라이브 샤프트는: 드라이브 메커니즘에 결합된 제 1 단부; 제어봉 조립체에 결합되고 지지 부재에 있는 개구를 통해 미끄러지게 연장되고 상기 개구와의 분리 거리를 유지하는, 제 2 단부; 및
드라이브 메커니즘에 의해 강하될 때 드라이브 샤프트를 감속시키기 위하여, 지지 부재에 있는 개구보다 큰 직경을 가진 제 2 단부와 제 1 단부 사이에 위치된 감쇠 섹션(dampening section)을 구비하는, 핵 원자로 드라이브 샤프트 조립체. - 제 8 항에 있어서, 감쇠 섹션은 원추형 단면 형상을 가지는, 드라이브 샤프트 조립체.
- 제 8 항에 있어서, 감쇠 섹션은 저부로부터 상부 단부로 연장되는, 연속적으로 증가되는 직경을 가지는, 드라이브 샤프트 조립체.
- 제 10 항에 있어서, 지지 부재에 있는 개구는 저부로부터 상부 단부로 연장되는, 연속적으로 증가되는 내측 직경을 가지는, 드라이브 샤프트 조립체.
- 제 10 항에 있어서, 감쇠 섹션의 상부 단부는 드라이브 샤프트의 제 1 단부와 실질적으로 같은 외측 직경을 가지고, 감쇠 섹션의 저부 단부는 드라이브 샤프트의 제 2 단부와 같은 외측 직경을 가지는, 드라이브 샤프트 조립체.
- 제 12 항에 있어서, 드라이브 샤프트의 제 1 단부 및 제 2 단부는 실질적으로 균일한 외측 직경들을 가지는, 드라이브 샤프트 조립체.
- 제 8 항에 있어서, 지지 부재는 핵압력 용기의 상부 단부에 위치하는 배플 플레이트에 형성되는, 드라이브 샤프트 조립체.
- 제 8 항에 있어서, 지지 부재는 핵압력 용기내에 위치하는 쉬라우드(shroud)를 가로질러 부착되는, 드라이브 샤프트 조립체.
- 드라이브 로드에 부착되도록 구성된 헤드 조립체; 및,
헤드 조립체로부터 아래로 연장된 다수의 제어봉들로서, 각각의 제어봉은 연료 조립체의 관련된 안내 튜브로 아래로 삽입되도록 구성된, 다수의 제어봉들;을 포함하는 제어봉 조립체로서,
제어봉들중 적어도 일부는:
연료 조립체의 핵분열 비율을 제어하는 활성 물질을 구비하는 제 1 섹션; 및,
연료 조립체의 과열 상태 동안 강하되었을 때 제어봉들을 감속시키기 위하여, 관련된 안내 튜브의 상부 단부 안으로 삽입되었을 때 안내 튜브들의 내측 표면과 제어봉의 외측 표면 사이의 분리 거리를 감소시키는 확대 직경을 가진 제 1 섹션 위의 제 2 섹션;을 포함하는, 제어봉 조립체. - 제 16 항에 있어서, 제어봉들의 제 2 섹션은 연속적으로 증가하는 외측 직경을 구비하는, 제어봉 조립체.
- 제 16 항에 있어서, 제어봉들은 실린더형 클래딩을 구비하고, 상기 클래딩의 상부 부분은 실질적으로 연속 증가하는 벽 두께를 가지는, 제어봉 조립체.
- 제 18 항에 있어서, 상기 클래딩의 하부 부분은 실질적으로 균일한 벽 두께를 가지는, 제어봉 조립체.
- 제 19 항에 있어서, 상기 클래딩의 상부 부분에 위치하는 스프링을 구비하는,제어봉 조리체.
- 제 19 항에 있어서, 헤드 조립체와 상기 클래딩의 상부 부분 사이에 연결된 플러그(plug)를 포함하는, 제어봉 조립체.
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Families Citing this family (5)
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CN112837831B (zh) * | 2021-01-08 | 2024-02-06 | 上海核工程研究设计院股份有限公司 | 一种节省旁流的控制棒和导向管组合结构 |
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CN114171214B (zh) * | 2021-12-03 | 2024-02-20 | 中国原子能科学研究院 | 用于临界装置的控制棒系统 |
Citations (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3933581A (en) * | 1974-06-04 | 1976-01-20 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Control rod drive for reactor shutdown |
CN103971760A (zh) * | 2014-05-06 | 2014-08-06 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 控制棒包壳管、控制棒组件及控制棒缓冲结构 |
Family Cites Families (103)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US65169A (en) | 1867-05-28 | Edwabd card | ||
US1159262A (en) | 1915-07-28 | 1915-11-02 | Clarence J Ottum | Oyster-opener. |
US1580352A (en) | 1925-07-06 | 1926-04-13 | Ventresca Ercole | Well-fishing tool |
US1897561A (en) | 1932-02-15 | 1933-02-14 | Manucci Daniel | Tube puller |
US2179594A (en) | 1938-06-09 | 1939-11-14 | Albert E Johnson | Well tool |
US2445106A (en) | 1946-02-07 | 1948-07-13 | George R Dempster | Automatic hook |
US2518621A (en) | 1947-02-26 | 1950-08-15 | Engineering Controls Inc | Pump |
NL81536C (ko) | 1952-03-03 | |||
US2894779A (en) | 1956-03-06 | 1959-07-14 | Combustion Eng | Automatic coupling |
US3038847A (en) | 1957-01-22 | 1962-06-12 | Bendix Corp | Reactor control |
BE564207A (ko) | 1957-01-23 | |||
US3036964A (en) | 1957-11-12 | 1962-05-29 | Thompson Ramo Wooldridge Inc | Control method and apparatus |
BE573083A (ko) | 1957-11-18 | |||
FR1294074A (fr) * | 1960-07-12 | 1962-05-18 | Atomic Energy Authority Uk | Cartouche de combustible pour réacteur nucléaire |
GB1037064A (en) | 1963-06-14 | 1966-07-27 | British Petroleum Co | Sulphur- and halogen-containing olefin polymers |
US3595748A (en) | 1968-01-24 | 1971-07-27 | Westinghouse Electric Corp | Nuclear reactor control device |
DE1764577B1 (de) | 1968-06-28 | 1971-05-06 | Siemens Ag | Kernreaktor regelstabeinrichtung |
US3796890A (en) | 1969-02-13 | 1974-03-12 | Westinghouse Electric Corp | Power regulation system |
US3597939A (en) | 1969-06-25 | 1971-08-10 | Atomic Energy Commission | Control assembly for a nuclear reactor including an offset coupling |
DE2044303C3 (de) | 1970-09-08 | 1974-06-06 | Siemens Ag, 1000 Berlin Und 8000 Muenchen | Doppelsteuerelement für Druckwasserreaktoren |
US3929305A (en) | 1972-10-27 | 1975-12-30 | Nasa | Heat exchanger system and method |
US3935063A (en) | 1973-11-28 | 1976-01-27 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Emergency heat removal system for a nuclear reactor |
US3992255A (en) | 1974-01-18 | 1976-11-16 | Westinghouse Electric Corporation | Control rod drive mechanism for a nuclear reactor |
UST942002I4 (ko) | 1974-02-19 | 1976-01-06 | ||
US4134789A (en) | 1974-03-01 | 1979-01-16 | Commissariat A L'energie Atomique | Method for refuelling a nuclear reactor and device for carrying out said method |
US3980519A (en) * | 1974-06-04 | 1976-09-14 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Damper mechanism for nuclear reactor control elements |
GB1546587A (en) | 1974-12-11 | 1979-05-23 | Commissariat Energie Atomique | Positive-safety units haveing the functions of control relay and current regulation |
US4120172A (en) | 1977-05-05 | 1978-10-17 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Heat transport system |
JPS55104795A (en) | 1979-02-07 | 1980-08-11 | Tokyo Shibaura Electric Co | Control device |
JPS5673387A (en) * | 1979-11-20 | 1981-06-18 | Tokyo Shibaura Electric Co | Nuclear reactor core supporting frame device |
FR2475782B1 (fr) | 1980-02-12 | 1986-11-28 | Framatome Sa | Perfectionnement aux dispositifs de commande des barres de reglage d'un reacteur nucleaire |
US4338647A (en) | 1980-04-15 | 1982-07-06 | Westinghouse Electric Corp. | Circuit interrupter with digital trip unit and optically-coupled data input/output system |
JPS57158592A (en) * | 1981-03-27 | 1982-09-30 | Hitachi Ltd | Control rod drive mechanism |
US4437054A (en) | 1982-01-18 | 1984-03-13 | Bethlehem Steel Corporation | Adaptor to facilitate testing of a lamp holder |
JPS58127385U (ja) | 1982-02-24 | 1983-08-29 | 株式会社日立製作所 | 原子炉制御棒駆動機構 |
US4481164A (en) | 1982-03-17 | 1984-11-06 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Reactivity control assembly for nuclear reactor |
FR2537764A1 (fr) | 1982-12-08 | 1984-06-15 | Framatome Sa | Dispositif de commande de deux grappes de crayons de reglage deplacables verticalement dans un meme assemblage combustible du coeur d'un reacteur nucleaire |
US4484093A (en) | 1982-12-08 | 1984-11-20 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Linear motion device and method for inserting and withdrawing control rods |
US4716013A (en) | 1983-04-29 | 1987-12-29 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor |
US4681728A (en) | 1985-03-22 | 1987-07-21 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor |
FR2585870B1 (fr) | 1985-08-02 | 1987-12-31 | Framatome Sa | Procede et dispositif d'adaptation d'equipements internes superieurs neufs sur la cuve d'un reacteur nucleaire a eau sous pression. |
US4747994A (en) | 1985-10-18 | 1988-05-31 | Westinghouse Electric Corp. | Reactor trip control with voltage sensing |
FR2591020B1 (fr) * | 1985-12-03 | 1988-01-15 | Jeumont Schneider | Dispositif pour la liaison anti-seismes entre le bas de pompe et la sphere d'une centrale nucleaire |
US4778645A (en) | 1985-12-09 | 1988-10-18 | Westinghouse Electric Corp. | Pressurized water reactor having disconnectable two-piece drive rod assemblies, and related methods of assembly and maintenance operations |
JPS6383693A (ja) | 1986-09-29 | 1988-04-14 | 株式会社日立製作所 | 原子炉の2次冷却系 |
JPH063354B2 (ja) | 1987-06-23 | 1994-01-12 | アクトロニクス株式会社 | ル−プ型細管ヒ−トパイプ |
US4786885A (en) | 1987-12-16 | 1988-11-22 | General Electric Company | Molded case circuit breaker shunt trip unit |
US4851183A (en) | 1988-05-17 | 1989-07-25 | The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy | Underground nuclear power station using self-regulating heat-pipe controlled reactors |
US4859404A (en) | 1988-06-29 | 1989-08-22 | Westinghouse Electric Corp. | Reactor vessel internals storage area arrangement |
JPH04227087A (ja) | 1990-07-02 | 1992-08-17 | Xerox Corp | 中空シリンダー支持システム |
FR2677164B1 (fr) | 1991-05-31 | 1993-09-24 | Jeumont Schneider Ind | Dispositif de connexion-deconnexion de tiges de commande d'un reacteur nucleaire. |
US5253702A (en) | 1992-01-14 | 1993-10-19 | Sun Microsystems, Inc. | Integral heat pipe, heat exchanger, and clamping plate |
JPH05256978A (ja) | 1992-03-12 | 1993-10-08 | Hitachi Ltd | 原子炉保護装置 |
US5361279A (en) | 1993-06-14 | 1994-11-01 | General Electric Company | Internal control rod drive for a BWR |
DE19517714A1 (de) | 1994-05-20 | 1995-11-23 | Gen Electric | Elektronische Auslöseeinheit |
JPH10506476A (ja) | 1995-07-14 | 1998-06-23 | ゼネラル・エレクトリック・カンパニイ | 原子炉保護系 |
US5669729A (en) | 1996-01-11 | 1997-09-23 | Framatome Cogema Fuels | Reconstitutable rod cluster control assembly |
US5711629A (en) | 1996-01-11 | 1998-01-27 | Framatome Cogema Fuels | Reconstitutable rod cluster control assembly with biased driver |
FR2749435B1 (fr) | 1996-05-29 | 1998-06-26 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif de desaccouplement d'une tige de commande d'un element absorbant pour reacteur nucleaire |
FR2759483B1 (fr) * | 1997-02-12 | 1999-04-30 | Zircotube | Procede de fabrication d'un tube-guide d'un assemblage de combustible d'un reacteur nucleaire, mandrin de formage d'un tube-guide et tube-guide obtenu |
US6327322B1 (en) | 1999-07-27 | 2001-12-04 | Westinghouse Electric Company Llc | Interlock assembly for burnable poison rod transfer device |
US6266386B1 (en) | 1999-09-24 | 2001-07-24 | Westinghouse Electric Company Llc | Lower reactor internals up-ending device |
JP2001099974A (ja) | 1999-09-29 | 2001-04-13 | Toshiba Corp | 制御棒駆動装置、その運転方法、その試験方法及びその試験装置、その点検装置、その保管方法及びその保管装置並びにトルク伝達装置及びその試験方法 |
US6275556B1 (en) | 1999-11-19 | 2001-08-14 | Westinghouse Electric Company Llc | Method and apparatus for preventing relative rotation of tube members in a control rod drive mechanism |
KR20010055075A (ko) | 1999-12-09 | 2001-07-02 | 김형국 | 리이드 스위치 위치 트랜듀우서 스위치 설정 장치 |
JP2002122686A (ja) | 2000-10-17 | 2002-04-26 | Toshiba Corp | 沸騰水型原子力発電プラントおよびその建設工法 |
JP2002156485A (ja) | 2000-11-15 | 2002-05-31 | Hitachi Ltd | 原子炉 |
KR100408493B1 (ko) | 2001-05-07 | 2003-12-06 | 한국전력기술 주식회사 | 소프트웨어 공통유형고장을 자체 배제한 디지털원자로 보호시스템 및 그 제어방법 |
JP4564203B2 (ja) | 2001-05-08 | 2010-10-20 | 株式会社東芝 | 原子炉制御棒の誤動作防止装置 |
WO2003071215A1 (en) | 2002-02-25 | 2003-08-28 | Mcgill University | Heat pipe |
US6892115B2 (en) | 2002-02-25 | 2005-05-10 | General Electric Company | Method and apparatus for optimized centralized critical control architecture for switchgear and power equipment |
FR2836754B1 (fr) * | 2002-03-01 | 2006-09-29 | Framatome Anp | Procede de conception d'un assemblage de combustible nucleaire a tube guide amorttsseur, systeme, programme d'ordinateur et support correspondants |
JP2005147904A (ja) * | 2003-11-18 | 2005-06-09 | Hitachi Ltd | 原子炉の制御棒駆動機構及びその据付け方法 |
US7358620B2 (en) | 2004-09-30 | 2008-04-15 | Rockwell Automation Technologies, Inc. | Methods and apparatus for ride-through operation of a complementary device to a transient power source |
KR100844469B1 (ko) * | 2006-12-28 | 2008-07-07 | 한국원자력연구원 | 제어봉 낙하 완충장치 |
GB0704753D0 (en) | 2007-03-13 | 2007-04-18 | Airbus Uk Ltd | Preparation of a component for use in a joint |
US20090034674A1 (en) * | 2007-07-30 | 2009-02-05 | Burger Joseph M | Nuclear reactor control rod |
US8532246B2 (en) * | 2007-08-17 | 2013-09-10 | Westinghouse Electric Company Llc | Nuclear reactor robust gray control rod |
US8351561B2 (en) | 2008-01-09 | 2013-01-08 | Analysis And Measurement Services Corporation | Advanced digital control rod position indication system with rod drop monitoring for nuclear power plants |
US8744035B1 (en) | 2008-11-18 | 2014-06-03 | Nuscale Power, Llc | Reactor vessel coolant deflector shield |
JP5398254B2 (ja) | 2008-12-19 | 2014-01-29 | 株式会社東芝 | 制御棒・燃料支持金具取扱装置 |
KR200453164Y1 (ko) | 2009-07-31 | 2011-04-15 | (주)일진에너지 | 냉각수 수조용 평행 이동장치 |
US8811562B2 (en) | 2010-03-12 | 2014-08-19 | Babcock & Wilcox Nuclear Operations Group, Inc. | Control rod drive mechanism for nuclear reactor |
JP5701033B2 (ja) | 2010-12-09 | 2015-04-15 | 三菱重工業株式会社 | 原子炉停止装置 |
US10032529B2 (en) | 2010-12-09 | 2018-07-24 | Westinghouse Electric Company Llc | Nuclear reactor internal electric control rod drive mechanism assembly |
US8953732B2 (en) | 2010-12-09 | 2015-02-10 | Westinghouse Electric Company Llc | Nuclear reactor internal hydraulic control rod drive mechanism assembly |
DE102011108802B4 (de) | 2011-07-29 | 2013-02-21 | Areva Np Gmbh | Verbindung zwischen Steuerstabführungsrohr und Antriebsgehäuserohr eines Kernreaktors |
US20130223579A1 (en) | 2012-02-28 | 2013-08-29 | Westinghouse Electric Company Llc | Control rod drive mechanism ("crdm") assembly for a nuclear reactor |
US10102933B2 (en) | 2012-04-13 | 2018-10-16 | Bwxt Mpower, Inc. | Control rod assembly impact limiter |
CN102737736A (zh) | 2012-05-25 | 2012-10-17 | 中国核动力研究设计院 | 反应堆断路器屏及其紧急停堆控制方法 |
US9496057B2 (en) | 2012-08-06 | 2016-11-15 | Smr Inventec, Llc | Fail-safe control rod drive system for nuclear reactor |
CN102881340B (zh) | 2012-09-27 | 2015-09-23 | 中国核电工程有限公司 | 一种能动与非能动相结合的应急停堆系统及方法 |
CN203070781U (zh) * | 2013-02-04 | 2013-07-17 | 中国核动力研究设计院 | 一种十字形控制棒组件 |
US20160217578A1 (en) | 2013-04-16 | 2016-07-28 | Red Lotus Technologies, Inc. | Systems and methods for mapping sensor feedback onto virtual representations of detection surfaces |
US10276271B2 (en) | 2013-04-25 | 2019-04-30 | Triad National Security, LLC. | Electric fission reactor for space applications |
KR101503266B1 (ko) | 2013-07-18 | 2015-03-18 | 국립대학법인 울산과학기술대학교 산학협력단 | 중성자 흡수체 및 냉각재를 포함한 하이브리드 히트파이프에 의한 원자력 발전소 설비 냉각용 잔열제거 시스템 |
CN203931514U (zh) * | 2014-05-06 | 2014-11-05 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 控制棒包壳管、控制棒组件及控制棒缓冲结构 |
US10685752B2 (en) | 2015-02-10 | 2020-06-16 | Nuscale Power, Llc | Steam generator with inclined tube sheet |
US10354762B2 (en) | 2015-10-26 | 2019-07-16 | Nuscale Power, Llc | Passive cooling to cold shutdown |
CN106098110B (zh) * | 2016-06-16 | 2018-04-24 | 中国核动力研究设计院 | 反应堆控制棒驱动线缓冲结构 |
US10872702B2 (en) | 2016-07-13 | 2020-12-22 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Stationary isolated rod couplings for use in a nuclear reactor control rod drive |
CN106205748B (zh) * | 2016-08-31 | 2018-05-18 | 中国核动力研究设计院 | 反应堆控制棒驱动机构 |
KR102568408B1 (ko) | 2016-12-30 | 2023-08-18 | 뉴스케일 파워, 엘엘씨 | 제어봉 감쇠 시스템 |
-
2017
- 2017-12-29 KR KR1020197022321A patent/KR102568408B1/ko active IP Right Grant
- 2017-12-29 WO PCT/US2017/068937 patent/WO2018126123A1/en unknown
- 2017-12-29 CA CA3046993A patent/CA3046993A1/en active Pending
- 2017-12-29 CN CN201780081405.4A patent/CN110168666B/zh active Active
- 2017-12-29 PL PL17832890T patent/PL3563387T3/pl unknown
- 2017-12-29 US US15/858,073 patent/US11024433B2/en active Active
- 2017-12-29 EP EP17832890.2A patent/EP3563387B1/en active Active
-
2021
- 2021-04-30 US US17/246,251 patent/US11631503B2/en active Active
-
2023
- 2023-02-01 US US18/104,764 patent/US20230162875A1/en active Pending
Patent Citations (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3933581A (en) * | 1974-06-04 | 1976-01-20 | The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration | Control rod drive for reactor shutdown |
CN103971760A (zh) * | 2014-05-06 | 2014-08-06 | 中科华核电技术研究院有限公司 | 控制棒包壳管、控制棒组件及控制棒缓冲结构 |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
KR102568408B1 (ko) | 2023-08-18 |
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