KR830001096B1 - 핵 연료 집합체의 보우잉을 감소시키는 스페이서 그리드 - Google Patents

Abstract

내용 없음.

Description

핵 연료 집합체의 보우잉을 감소시키는 스페이서 그리드

제1도는 원자로심을 구성하는 다수의 연료집합체를 도시한 원자로의 절단면도.

제2a도는 종래 기술의 연료집합체 평면도.

제2b도는 제2a도에 도시된 종래 기술의 연료 집합체 확대도.

제3도는 스트랩과 연료봉이 삭제되고 서로 마주보고 있는 주변판 사이에 스텐레스 스틸 교차 부재가 연장되어 있는 본 발명의 양호한 실시예의 평면도.

제4도는 제3도에 도시된 스페이서 그리드의 확대도.

* 도면의 주요부분에 대한 부호의 설명

10 : 원자로 12 : 연료 집합체

22 : 배출구 24 : 노심보호판

14 : 그리드 16 : 유입구

26 : 그리드 30, 130 : 주변스트립

18 : 입구 플레넘 20 : 하부지지 구조부

32, 132, 123', 132" : 주변판 34 : 스트랩

36 : 스프링 38 : 안내관

40, 40a, 40b : 교차부재 42, 42a, 42b : 접촉면

본 발명은 원자로 연료 집합체와 특히 원자로 운전동안 일어나는 집합체의 횡축 변형 또는 보우잉을 감소시키기 위해 집합체에 수반되는 구조에 관한 것이다.

현재의 가압수형 원자로에서 대략 200개 정도와 각 연료 집합체는 연료봉의 장방형 배열로서 20×20×410 센티미터(8×8×160인치)의 외부자원을 갖는다. 중성자 경제를 최대로 할려면 연료 집합체의 모든 구조물을 지르칼로이드 구성시키는 것이 매우 바람직하다. 반면에, 연료 집합체를 지지하는 원자로용기 내부 구조물은 통례적으로 304스텐레스 스틸로 구성시킨다.

원자로 운전동안, 연료 집합체에는 연료 집합체 구조를 횡축으로 미소하게 변형시키는 힘이 작용한다. 이러한 변형의 총 크기에 대한 상한치는 연료 집합체간의 간격의 합으로 주어진다. 지르칼로이 구조물을 갖는 집합체는 스텐레스 또는 인코넬 구조물을 갖는 집합체보다 이러한 변형에 더욱 민감하다. 왜냐면 지르칼로이는 낮은 탄성모듈을 가지며 방사선 조사 조건하에서 스텐레스 스틸 또는 인코넬보다 더 큰 율로 휘어지므로 전형적인 원자로 사이클보다 단축된 시간내에 약간 휘어진 형태를 갖게 된다.

이러한 변형은 연료 교체를 복잡하게 하고 편평하지 못한 집합체간의 갭으로 인해 미소한 국부출력 밀도가 변하게 되므로 바람직하지 못하다. 인접연료 집합체간의 좁은 간격은 연료 집합체 그리드의 외부차원에 의해 결정된다. 스텐레스 스틸 또는 인코넬 그리드보와 비교되는 지르칼로이 그리드는 역료 집합체 보우잉에 있어서 두 가지의 현저한 차를 갖는다. 첫째, 지르칼로 이 그리드을 위한 처음간격은 방사선 조사에서 유도되는 횡축팽창을 고려해야 한다. 한편, 방사선 조사된 집합체간의 간격이 좁아지게 되므로 연료 교체 동안 각 연료 집합체 제거 및 장입을 어렵게 한다. 둘째, 스텐레스 스틸 용기 내부 구조물과 지르칼로이드 간의 팽창차는 작동온도에서 실제로 (50퍼센트까지)증가되는 간격을 허용하므로 원자로 작동동안 더 큰 보우잉을 일으킬 수 있는 공간이 제공된다.

그래서 보우잉을 감소시키기 위해 집합체의 중심부에 인접해 하나 또는 그 이상의 스텐레스 스틸 또는 인코넬그리드를 사용토록 제안되었다. 그러나 이러한 그리드가 보우잉을 제한한다. 하더라도 두 가지 이유로 인해 바람직한 해결책이 될 수 없다. 첫째로, 스텐레스 스틸을 포함하는 단지 하나의 지르칼로이 그리드를 배치하더라도 기선적 중성자 흡수를 증가시키게 된다. 둘째로, 더 좁은 횡축 간격으로 연결되고 지르칼로이에 비해 더 큰 강성을 갖는 스텐레스 스틸 그리드는 지진 교란사태 또는 냉각재 누설과 같은 사고와 연관되는 충돌하중이 스텐레스 스틸 그리드에 집중하게 되므로, 아주 강한 그리드를 필요로 하게 된다.

본 발명에서는 지르칼로이 구조물을 갖는 연료 집합체에서 일어날 수 있는 연료 집합체의 보우잉량을 아주 감소시켰다. 이러한 잇점은 노심 중심부 부위에 배치되는 바이메탈 스페이서 그리드 형태로 각 연료. 합체내에 아주 미소량의 스텐레스 스틸 횡축 지지 구조물을 삽입함으로써 얻어진다.

본 발명의 요점은 스텐레스 스틸부분의 질량과 구조적 특성이 정상 작동력으로 부터 보우잉을 충분히 방지하는 반면 중성자 경제성이나 지진에 관한분석에 대해 큰 효과를 미치지 않는 것이다.

스페이서 그리드는 연료봉 배열을 밀접하게 둘러싸는 얇은 벽 금속판으로 서로 마주보면서 구성된 주변판을 갖는다. 강성 스텐레스 스틸 교차부재는 서로 마주 보고 있는 주변판 내면사이에 연장된다. 양호한 실시예에서, 주변 스트립 주요부위 아래에 연장되어 있는 주변판 부분은 캔틸레버(cantilever)된다. 교차부재는 원자로 운전동안 연료 집합체가 가열될 때 주변 스트립에 비해 바깥쪽으로 돌출한 확장된 부분과 상호작용을 한다. 밖으로 돌출한 각 연료 집합체의 접촉면은 집합체 보우잉을 제한하는 역학적 억제를 가하는 인접연료 집합체의 접촉면과 역학적으로 상호 작용한다. 따라서 보우잉을 제한하는 스페이서 그리드는 보우잉 원인이 되는 메카니즘 조절을 요구하지 않는다.

연료교체시처럼 원자로가 정지상태일 때, 스페이서 그리드의 외부 차원은 다른 지르칼로이 그리드의 외부 차원과 같으므로, 연료 집합체 장입 및 제거에 있어서 적절한 간격을 제공한다.

스텐레스 스틸 교차부재는 전적으로 스텐레스로만 제조된 그리드보다, 훨씬 적은 구조물을 포함하기 때문에, 본 발명의 스페이서 그리드의 스텐레스 스틸부는 그리드의 지르칼로이부와 접촉하기 전에 큰 충돌하중을 완화시킬 수 있는 충분한 횡축 견고성을 갖지 않는다. 따라서 지르칼로이 그리드가 지진등에 대해 훨씬 잘 견디는 특성을 갖는다. 본 발명의 양호한 실시예에 의해 구성된 스페이서그리드는 스텐레스 스틸 그리드가 흡수할 수 있는 중성자량의 약 30%만을 기생적으로 흡수한다.

본 발명의 상세한 설명은 수반된 도면을 참조하여 상세히 설명하면 다음과 같다.

제1도는 밀접하게 배치된 다수의 연료집합체(12)로 구성되는 원자로심을 구비한 원자로(10)를 도시하고 있다. 각 연료 집합체(12)는 축쪽으로 분리되어 있는 다수의 그리드(14)에 의해 지지되는 연료봉 배열로 구성된다. 상기 연료 집합체는 수단(도시안됨)을 구비하여 집합체 (12)사이에 어떤 공간을 유지시키는 하부 지지 구조부(20)와 정합된다. 노심은 심한 지진 또는 다른 교란 사태로부터 노심을 보호하는 노심보호판 (24)에 의해 제한된다. 운전동안 229℃(565℉)이고 2250psi인 원자로(10)내로, 물은 유입구 (16)를 통해 유입된 다음 입구 플레넘(18)을 통하여 하류한 후 하부지지부(20)를 거쳐 연료봉(13)을 따라 상향하여 배출구(22)를 통해 원자로 밖으로 배출된다.

공간을 제공하고 노심을 지지하는 하부 지지구조부(20),노심 보호판(24), 및 다른 용기 내부 구조물(도시안됨)은 304 스텐레스 스틸로 제조된다. 그러나 연료 집합체(12)는 지르칼로 이와 같은 낮은 중성자 흡수재로서 구성된다. 상술한 바와 같이, 스텐레스 스틸과 지르칼로 이의 열팽창계수는 원자로의 정지조건(66℃=150℉) 또는 운전조건(315℃=600℉)에 따라 연료 집합체(12)사이에 갭을 허용토록 현저한 차이를 갖는다.

여러달동안 원자로가 운전된 후 노심 유입구와 배출구사이에 노심 유량이 재분배됨으로써 유도되는 유량 흐름력에 의해 연료 집합체는 약간 보우잉 된다. 이러한 보우잉은 연료 집합체의 편향으로 이해되므로, 집합체의 중심부는 연료 집합체의 최초 중심선에 비해 약간 옆으로 치우치게 된다. 보우잉이 계속되면 노심 보호판(24)에 가장인접해 있는 집합체 중심부는 보호판에 접하게 되고 다음행의 집합체는 제1행의 집합체에 인접하는 것으로 이해되는 것처럼 노심 전체가 기울어지게 되어 집합체간의 공간이 고르지 못하게 된다. 더구나 이러한 보우잉은 영구적인 것으로 이해되므로 잠재적인 위험이 항상 따르게 되고 원자로 냉각후 연료 교체시 각 집합체 제거를 어렵게 한다.

제2a도는 제거되는 연료봉을 구비한 연료 집합체 그리드(14)의 평면도를 도시하고 있다. 상기 그리드(14)는 서로 마주 보고 있는 4개의 주변판(32)를 구비하고 있는 사각 주변스트립(30)을 갖고 있다. 주변스트립(30)내에는 연료봉이 상기그리드를 가러지르도록 개구(35)를 규정짓는 수직 스트랩(34)격자가 구비되어 있다. 상기 개구에는 각 연료봉을 지지하고 각 연료봉 사이에 공간을 제공하기 위해 스프링(36)이 연장되어 있다. 도시된 실시예에 있어서, 각 연료 집합체는 제어봉이 삽입되는 통로를 제공하면서 상기그리드(14)에 장착되는 다수의 안내관(38)을 구비하고 있다.

제2b도는 주변 스트립(30)과 동일하게 형성하고 있는 주변판(32)을 도시하고 있는 그리드(14)의 입면도이다. 각 주변판(32)은 연료봉을 지지하기 위해 안쪽으로 돌출되어 있는 자체스프링(36)을 구비하고 있다. 주변 스트립(30)은 연료봉 배열을 둘러싸고 연료 집합체(12)의 횡적 외부 차원을 규정짓는다.

본 발명은 제 1 도에서 각 연료 집합체 (12)중 간부분에 배치된 하나 또는 그 이상의 그리드를 수정시키고자 한다. 제 3 도는 수정된 바이메탈 그리드로서 보우잉을 허용하지 않는 그리드의 평면도를 도시하고 있다 주변스트립(26)은 종래의 주변 스트립(30)과 동일하고 주변판(132)은 주변판(32)과 동일하다. (제2a도 참조) 제 3 도에서는 명확성을 위해 스트랩(34)를 삭제하였으며, 연료 봉과 수정된 스페이서 그리드(26)와의 관계를 설명하기 위해 약간의 연료봉을 도시하고 있다. 또한 원자로 내에서 주변판(132'), (132")을 갖는 그리드에 인접토록 배치되고 인접 집합체 사이에 어떤 갭(46)을 갖는 그리드(26)가 도시되어 있다.

본 발명에 있어서, 서로 마주보고 있는 지르칼로이 주변판(132)사이에는 한쌍의 수직스텐레스 스틸 교차부재가 연장되어 있다. 교차 부재가 강체에서 주변판(132)보다 더 크게 열 팽창하는 교차 부재의 열 팽창력은 상기 교차부재와 접하고 있는 주변판 부분을 바깥쪽으로 돌출시킨다. 예로서 제 3 도에는 노심 작동동안 교차부재(40a)가 팽창함으로써 갭(46)쪽으로 돌출한 접촉면(42a)을 가상적으로 도시하고 있다. 이와같이, 인접 집합체의 접촉면(42'), (42")도 또한 바깥쪽으로 돌출된다. 지르칼로이 외에 이러한 스텐레스 스틸로서도 접촉면을 조절할 수 있다는 사실은 방사선 조사로 인해 유도되는 지르칼로이의 횡 팽창을 고려함이 없이 처음 상호 집합체간의 최초 간격을 결정할 수 있게 하고 원자로 운전동안 다른 열 팽창에 의한 상호 집합체간의 평균 갭을 증가시키 않는다. 이러한 효과는 집합체 사이에 작은 갭을 유지시키므로 심한 보우잉을 방지한다.

제 3 도에 도시되어 있는 교차부재(42a), (40b)는 중심 안내관(38)에 의해서 배치되고 리벳같은 역학적 연결자에 의해 주변판(132)의 접촉면(42a), (42b)에 지지된다. 각 교차부재(40)는 보우잉을 방지토록 접촉면(42)을 바깥 쪽으로 밀수 있는 충분한 강성을 가지면서 될 수 있는 한 최소량의 스텐레스 스틸로 구성되어야 한다. 그러나 이러한 강성은 지진교란 상태에서 일부 지진 하중이 교차부재에 의해 생성될 정도로 커서는 안된다. 도시된 실시예에서, 교차 부재는 사다리 모양으로 사다리내에는 교차부재를 관통하는 연료봉(13)을 수용할 수 있는 공간이 제공된다.

제 4 도는 스트랩을 포함하는 그리드(26) 바로 윗부분과 바로 아랫부분에 교차 부재가 배치되어 있는 입면도로서 양호한 실시예를 도시하고 있다. 더우기 주변판(32)의 중심부는 각각의 교차부재(40a), (40b)에 의해 바깥쪽으로 돌출되는 접촉면(42a), (42b)을 제공토록 캔틸레버되고 또한 신장된다. 따라서 각 스페이서 그리드(26)는 교차부재(40)로 구성된 두 층을 갖는다.

본 발명의 양호한 실시예가 전술되었다 하더라도 교차 부재가 연료봉 지지부를 구비하고 있는 바와 같은 스텐레스 스틸 교차 부재에 대한 상세한 점은 연료 집합체에 작용하는 측력과 유량흐름에 의해 유도되는 진동에 대한 저항 및 요구되는 횡축 강성이 고려되는 특수 연료 집합체 설계상에서 설명된다. 그리고 청구된 본 발명은 본 발명의 사상과 영역을 벗어남이 없이 모든 실시외를 포함토록 해석되어야 한다.

Claims (1)

1. 수직으로 가늘고 길게 연장되어 서로 평행한 다수의 연료봉과 상기 연료봉 축방향을 따라 일정한 간격을 가지면서 연료봉을 밀접하게 에워싸는 주변 스트립을 구비하고 있는 다수의 금속 그리드와 서로 마주보고 있는 다수의 주변판을 포함하는 상기 스트립과, 상기 연료봉이 그리드를 통과하는 개구를 형성하면서 상기 주변판들 사이에 연장되어 서로 교차되어 있는 다수의 스트랩을 구비한 원자로용 연료 집합체에 있어서, 상기 그리드중 적어도 하나 이상은 집합체 중심부 부위에 배치되는 스페이서 그리드이고, 상기 스페서 그리드는 상기 금속보다 더 큰 열팽창 계수를 갖는 제 2 물질로 구성되어 서로 마주보고 있는 주변판 사이에 끼워져서 연료 집합체가 열적으로 팽창할 때 연료 집합체의 나머지 그리드보다 더 큰 횡단면을 갖는 교차 부재를 포함하는 것을 특징으로 하는 핵 연료 집합체의 보우잉을 감소시키는 스페이서 그리드.

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