RO117952B1 - Reactor nuclear cu putere critica marita, ansamblu de elemente de combustibil si fascicul de bare combustibile pentru un sistem de marire a puterii critice in reactorul nuclear - Google Patents

Reactor nuclear cu putere critica marita, ansamblu de elemente de combustibil si fascicul de bare combustibile pentru un sistem de marire a puterii critice in reactorul nuclear Download PDF

Info

Publication number
RO117952B1
RO117952B1 RO96-01733A RO9601733A RO117952B1 RO 117952 B1 RO117952 B1 RO 117952B1 RO 9601733 A RO9601733 A RO 9601733A RO 117952 B1 RO117952 B1 RO 117952B1
Authority
RO
Romania
Prior art keywords
fuel
critical
increasing
critical thermal
mentioned
Prior art date
Application number
RO96-01733A
Other languages
English (en)
Inventor
Rayman Sollychin
Dionysius C Groeneveld
Alan Douglas Lane
Ian E Oldaker
Original Assignee
Ca Atomic Energy Ltd
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 Ca Atomic Energy Ltd filed Critical Ca Atomic Energy Ltd
Publication of RO117952B1 publication Critical patent/RO117952B1/ro

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/322Means to influence the coolant flow through or around the bundles
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear 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)
  • Heat-Exchange Devices With Radiators And Conduit Assemblies (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Inventia se refera la un reactor nuclear cu canal de combustibil presurizat, avand o multitudine de bare de combustibil (20), continute in canalul de combustibil, si continand o multitudine de elemente de combustibil (22), orientate orizontal in canalul de combustibil. Reactorul contine cel putin un dispozitiv (30) plasat strategic, pe fiecare din elementele de combustibil, de-a lungul lor si iesind in afara suprafetei elementului de combustibil. Dispozitivele (30) genereaza turbulenta in agentul de racire, in pozitiile de-a lungul barelor de combustibil, in care este cel mai probabil sa apara fluxul termic critic. Prezenta dispozitivelor suprima aparitia fluxului termic critic in barele de combustibil, crescand limita de siguranta la puterea maxima ce poate fi produsa de reactor.

Description

Invenția se referă la un reactor nuclear cu canal de combustibil presurizat, cu putere critică mărită prin inducerea de turbulență în amplasări strategice din fasciculele de bare de combustibil ale reactorului și îmbunătățind astfel fluxul termic critic al fasciculelor de bare de combustibil.
Un exemplu de reactor nuclear cu canal de combustibil presurizat îl reprezintă reactorul CANDU™, care conține mai multe tuburi de presiune care definesc canale de combustibil. Fiecare canal de combustibil este orientat orizontal și conține mai multe fascicule de bare de combustibil, în general, dispuse cap la cap. Fiecare fascicul de bare de combustibil conține un set de bare combustibile solide conținând material fisionabil. Agentul de răcire - apă grea sub presiune înaltă - intră în canalul de combustibil pe la un capăt, curge peste fasciculele de bare de combustibil și prin intervalele dintre barele de combustibil, astfel, încât să răcească barele de combustibil și să preia căldura din procesul de fisiune, ieșind din canalul de combustibil, pe la celălalt capăt.
Această căldură este ulterior transferată de către agentul de răcire unui schimbător de căldură care produce abur care acționează o turbină pentru a produce energie electrică. Apa grea care curge prin intervalele pentru apă, este presurizată și nu fierbe în mod semnificativ.
Puterea maximă care poate fi produsă într-un canal de combustibil este determinată de către puterea maximă care poate fi produsă în siguranță de către fasciculele individuale de bare de combustibil, din acel canal. Această putere maximă din cadrul canalului de combustibil este cunoscută sub denumirea de Putere Critică a Canalului sau CCP. Puterea maximă care poate fi produsă în siguranță de către orice fascicul de bare combustibil,anume din acel canal, este denumită Putere Critică de Fascicul și este determinată de variația puterii produse în acel fascicul, de condițiile locale de răcire și de construcția fasciculului de bare de combustibil. Puterea Critică de Fascicul este puterea corespunzătoare începerii unei scăderi semnificative a eficienței transferului de căldură de la fascicul la agentul de răcire, iar fluxul termic local la care acest fenomen are loc este denumit Flux Termic Critic sau CHF. întrucât, temperaturile înalte care pot apare la depășirea CHF pot deteriora fasciculul de bare de combustibil, puterea canalului și condițiile de curgere se reglează, astfel, încât fluxul termic critic (CHF) să nu fie niciodată depășit în vreunul dintre fascicule.
Fluxul termic critic se înregistrează în cazul unui element de combustibil încălzit, atunci când o parte a suprafeței sale nu mai poate fi umezită continuu de către agentul lichid de răcire.
Există două tipuri de CHF și anume, cu plecare de la fierberea de nucleu (DNB) și cu epuizarea lichidului. Mecanismul de producere depinde de amplasarea elementului de combustibil și de condițiile termice și hidraulice ale agentului de răcire care îl înconjoară.
Pentru a se asigura nedepășirea CHF în nici unul dintre fascicule, puterii critice a canalului i se aplică un factor de siguranță sau o limită de funcționare, ceea ce face ca puterea care poate fi produsă de către reactorul nuclear cu canal de combustibil presurizat să se reducă cu aproximativ același factor. Dacă fluxul termic critic ar putea fi mărit și puterea produsă de către reactor ar putea fi mărită. O situație similară se întâlnește și în cazul altor tipuri de reactoare nucleare răcite cu apă.
îmbunătățirea fluxului termic critic în cazul fasciculelor de bare de combustibil pentru reactoare cu apă ușoară cu vas presurizat a fost sugerată prin următoarele metode separate:
(i) adăugarea unor distanțiere de grilă și a unor dispozitive de amestec (brevet US
4698204 acordat lui Taleyarkhan la 6 Octombrie 1987;
RO 117952 Β1 (ii) instalarea unui canal tubular de deviere a curgerii, a unor panouri de deviere a curgerii sau a altor dispozitive de deviere/derivație a curgerii (brevet US 4738819 acordat lui Taleyarkhan la 19 aprilie 1988, brevet US 4678631 acordat lui Taleyarkhan la 7 iulie 50 1987, brevet US 3663367 acordat lui Calvin la 16 mai 1972 și brevet CA 1115863 acordat Babcock & Wilcox Company la 5 ianuarie 1982);
(iii) cavitarea suprafeței tecii elementului (brevetul US 4474231 acordat lui Staub ș.a. la 2 octombrie 1984);
(iv) instalarea unui canal special de distribuire a curgerii în cadrul ansamblului de ele- 55 mente combustibile (brevet US 4708846 acordat lui Patterson ș.a. la 24 noiembrie 1987).
Metodele de mărire a fluxului termic critic propuse pentru reactoarele cu apă ușoară cu vas presurizat nu sunt direct aplicabile fasciculelor de bare combustibil ale reactoarelor nucleare cu canal de combustibl presurizat cum ar fi, reactorul CANDU™.
Acest fapt se datorează în principal, diferențelor fizice dintre ansamblurile de ele- 60 mente combustibile ale reactoarelor cu apă ușoară cu vas presurizat și fasciculele de bare combustibile ale reactoarelor cu canal de combustibil presurizat. Reactorul cu vas presurizat utilizează ansambluri de elemente combustibile foarte lungi care se întind pe toată lungimea reactorului și utilizează spații mult mai mari între elementele individuale. Dispozitivele de producere a turbulenței curgerii, necesare asigurării creșterii optime a fluxului termic critic 65 în reactoarele cu vas presurizat, cum ar fi, distanțoarele suplimentare de grilă și dispozitivele de deviere a curgerii, pot impune rezistențe hidraulice mari care nu sunt necesare în canalele de combustibil ale reactoarelor cu canal de combustibil presurizat. Introducerea lor ar necesita și modificări mecanice ale fasciculelor de bare combustibile ale reactorului cu canal de combustibil presurizat, care i-ar afecta comportarea generală. Prin urmare, ele nu sunt 70 practice pentru reactoarele cu canal de combustibil presurizat.
Brevetul CA 1115863 descrie prevederea unor muchii pe tuburile de ghidare pentru tijele de control. Acest brevet precizează că invenția respectivă este adecvată prevenirii apariției devreme a tipului de CHF cu plecare de la fierberea de nucleu (DNB), care este probabil să apară în apropierea intervalului dintre elementele de combustibil adiacente sau 75 dintre tuburile de ghidare și elementele de combustibil. Tubul de ghidare din brevetul CA 1115863 este eficient răcit și are prin urmare o suprafață relativ rece față de elementele de combustibil care îl înconjoară. Muchiile prevăzute au rolul de a desprinde lichidul de pe tubul de ghidare rece, astfel, încât să ajungă la elementele de combustibil fierbinți.
Tuburile de ghidare reprezintă o caracteristică particulară a ansamblurilor de corn- 80 bustibil pentru reactoarele răcite cu apă, cu vas presurizat. în plus, în reactoarele cu canal de combustibil presurizat este mult mai probabilă apariția fluxului termic critic de tip epuizare a lichidului, decât de tip DNB. Invenția descrisă în brevetul CA 1115863 este aplicabilă, doar la reactoarele cu vas presurizat și nu este aplicabilă la reactoarele cu canal de combustibil presurizat, care nu au tuburi de ghidare. 85
A fost propusă o metodă, ilustrată în fig. 1, de îmbunătățire a fluxului termic critic în reactoarele cu canal de combustibil presurizat prin instalarea unor inele rugoase 10 pe suprafețele interioare ale canalelor de combustibil 12 (brevet US 3372093 acordat lui Wikhammer ș.a., la 5 martie 1968). Mărirea fluxului termic critic este obținută prin aceea că inelele rugoase 10 crează turbulență și redistribuie lichidul de pe peretele neîncălzit al cana- 90 lului pe fasciculul 14 de bare combustibile susținut de distanțoarele de grilă 16 în canalul de combustibil 12.
Această metodă propusă pentru mărirea fluxului termic critic la reactoarele cu canal de combustibil presurizat prezintă următoarele dezavantaje:
RO 117952 Β1
Prezența inelelor rugoase pe suprafața interioară a canalului de combustibil crează dificultăți practice la introducerea fasciculului de bare combustibile în canalul de combustibil. Prevederea inelelor rugoase pe suprafața interioară a canalului de combustibil ar cere modificări mecanice ale sistemului de alimentare cu combustibil al reactoarelor cu canal de combustibil presurizat, ceeace nu este de dorit. în plus, inelele rugoase ale canalului măresc în mod semnificativ rezistența hidraulică din interiorul canalului de combustibil. Așa după cum se prezintă în continuare, o creștere a rezistenței hidraulice din canalul de combustibil, determină scăderea debitului agentului de răcire și astfel, face ca fluxul termic critic să apară la valori mai mici ale puterii canalului de combustibil. Puterea critică rezultată a canalului este fie mai mică decât în lipsa dispozitivelor de mărire a fluxului termic critic, fie îmbunătățită doar într-o măsură nesemnificativă.
Rezistența hidraulică mare poate, de asemenea, reduce debitul de curgere a agentului de răcire prin canalele de combustibil ale unui reactor existent care nu a fost proiectat pentru căderea mare de presiune determinată de o așa de mare rezistență hidraulică, afectând astfel performanțele globale ale reactorului.
Invenția urmărește obținerea unui sistem de mărire a puterii critice pentru un reactor nuclear cu canal de combustibil presurizat, care să îmbunătățească fluxul termic critic al fasciculelor de bare de combustibile fără a crește semnificativ rezistența hidraulică din canalul de combustibil.
Conform unui prim aspect al invenției, se propune un ansamblu de elemente combustibile destinat utilizării într-un reactor nuclear care folosește apa ca agent de răcire presurizat care curge prin mai multe canale de combustibil, cuprinzând: un element de combustibil alungit conținând material fisionabil, niște distanțoare atașate elementului de combustibil; niște reazeme atașate unui anumit tip de element de combustibil și cel puțin un dispozitiv de mărire a fluxului termic critic atașat la elementul de combustibil de-a lungul acestuia și ieșind în afara suprafeței elementului de combustibil pentru a genera turbulența în agentul de răcire care curge de-a lungul elementului de combustibil în aval, față de amplasarea dispozitivelor de mărire a fluxului termic critic. Dispozitivele de mărire a fluxului termic critic sunt, funcțional, diferite de distanțoarele care separă elementele de combustibil între ele și de reazemele care susțin sarcina fasciculelor de bare combustibile.
Conform altui aspect al invenției, se propune un ansamblu de fascicul de bare combustibile, destinat utilizării într-un reactor nuclear care folosește apa ca agent de răcire presurizat care curge prin mai multe canale de combustibil, cuprinzând: un fascicul de bare combustibile conținând mai multe elemente de combustibil, fiecare având o lungime și capete; cel puțin un dispozitiv de mărire a fluxului termic critic atașat fiecărui dintre anumite elemente de combustibil, de-a lungul acestora și ieșind în afara suprafeței fiecărui element de combustibil pentru a genera turbulența în agentul de răcire care curge de-a lungul fasciculului de bare combustibile în aval, față de amplasarea dispozitivelor de mărire a fluxului termic critic. Elementele de combustibil sunt dispuse sub forma unui fascicul, cu ambele capete ale elementelor de combustibil prinse la un loc și separate între ele printr-o pereche de distanțoare, fiecare atașat la unul dintre două elemente de combustibil învecinate. Elementele de combustibil dispuse pe inelul exterior al fasciculului de bare combustibile sunt prevăzute și cu reazeme de susținere a sarcinii fasciculului.
Conform unui alt aspect al invenției, se propune un reactor nuclear cu canal de combustibil presurizat care utilizează apa presurizată ca agent de răcire, cuprinzând: mai multe tuburi de presiune definind fiecare un canal de combustibil, aceste tuburi de presiune având o lungime, o intrare pentru introducerea agentului de răcire în canalele de combustibil și o ieșire pentru descărcarea agentului de răcire din canalele de combustibil, mai multe fascicule de bare combustibile conținute în fiecare dintre tuburile de presiune, fiecare fascicul
RO 117952 Β1 cuprinzând mai multe elemente de combustibil, fiecare dintre elementele de combustibil având o lungime și capete, lungimea fiecărui element de combustibil fiind paralelă cu Iun- 145 gimea tubului de presiune; și,cel puțin un dispozitiv de mărire a fluxului termic critic prevăzut pe anumite elemente de combustibil de-a lungul acestora și ieșind în afara suprafaței elementelor de combustibil respective, pentru a genera turbulența în agentul de răcire care curge de-a lungul fasciculului de bare combustibile în aval față de amplasarea dispozitivelor de mărire a fluxului termic critic. Elementele de combustibil sunt dispuse sub forma unui 150 fascicul, cu ambele capete ale elementelor de combustibil prinse mecanic la un loc și separate între ele printr-o pereche de distanțoare atașate fiecare la unul dintre două elemente de combustibil învecinate. Elementele de combustibil dispuse pe inelul exterior al fasciculului sunt prevăzute și cu reazeme de susținere a sarcinii fasciculului.
Conform unui alt aspect al invenției, se propune un sistem de mărire a puterii critice 155 pentru un reactor nuclear cu canal de combustibil presurizat care utilizează apa presurizată ca agent de răcire, reactorul cuprinzând: mai multe tuburi de presiune definind fiecare un canal de combustibil, tuburile de presiune având o lungime, o intrare pentru introducerea agentului de răcire în canalele de combustibil și o ieșire pentru descărcarea agentului de răcire din canalele de combustibil; mai multe fascicule de bare combustibile conținute în 160 fiecare dintre tuburile de presiune, fiecare fascicul conținând mai multe elemente de combustibil, fiecare element de combustibil având o lungime și capete, lungimea fiecărui element de combustibil fiind paralelă lungimii tubului de presiune; sistemul de mărire a puterii critice cuprinzând mai multe dispozitive de mărire a fluxului termic critic atașate anumitor elemente de combustibil de-a lungul acestora și ieșind în afara suprafeței elementelor de combustibil, 165 respectiv, în spațiul de curgere a agentului de răcire din canalul de combustibil înconjurat de elementele de combustibil, pentru a genera turbulența în agentul de răcire care curge de-a lungul fasciculului de bare combustibile în aval față, de amplasarea dispozitivelor de mărire a fluxului termic critic. Elementele de combustibil sunt dispuse sub forma unui fascicul, cu ambele capete ale elementelor de combustibil prinse mecanic la un loc și separate între ele 170 printr-o pereche de distanțoare atașate fiecare la unul dintre două elemente de combustibil învecinate. Elementele de combustibil dispuse pe inelul exterior al fasciculului sunt prevăzute și cu reazeme de susținere a sarcinii fasciculului. Amplasarea dispozitivelor de mărire a fluxului termic critic în cadrul fasciculului se face, astfel, încât turbulența generată de dispozitivele de mărire a fluxului termic critic să se producă în acele locuri din fascicul în care 175 este cea mai probabilă apariția fluxului termic critic.
Caracteristicile invenției vor rezulta și mai clar din descrierea care urmează, cu referire și la fig. 1...4B, care reprezintă:
- fig.1, vedere în secțiune transversală a unui canal de combustibil din stadiul tehnicii, al unui reactor cu canal de combustibil presurizat, cu inele rugoase interne; 180
- fig.2A, schema curgerii agentului de răcire într-un canal de combustibil;
- fig.2B, grafic ilustrând efectul măririi fluxului termic critic și al căderii de presiune asociate asupra puterii critice a canalului;
- fig.3A, vedere laterală a unui fascicul de bare combustibile specific CANDU™ și anume fasciculul CANFLEX™ MK.4 prevăzut cu dispozitivele de mărire a fluxului termic 185 critic, conform invenției;
- fig.3B, vedere laterală a unui element de combustibil interior al fasciculului redat în fig.3A;
- fig.3C, vedere laterală a unui element de combustibil exterior al fasciculului redat înfig.3A; 190
- fig.3D, secțiune transversală prin fasciculul redat în fig.3A;
- fig.4A vedere de sus a unui dispozitiv de mărire a fluxului termic critic utilizat în fasciculul CANFLEX™ MK.4, conform fig.3A;
- fig.4B vedere laterală a dispozitivului de mărire a fluxului termic critic redat în fig.4A.
RO 117952 Β1
Creșterea puterii critice a canalului (CCP) poate fi obținută prin mărirea fluxului termic critic (CHF) a fasciculului de bare combustibile, astfel, încât să nu fie determinată o creștere semnificativă a rezistenței hidraulice a canalelor de combustibil. Fig.2A redă schematic curgerea agentului de răcire într-un canal de combustibil definit de tubul de presiune 24 care conține fasciculele de bare combustibile 20. Curba I din fig.2B reprezintă variația debitului de curgere în canalul de combustibil cu puterea canalului, pe baza caracteristicilor hidraulice ale canalului de combustibil. Pentru valori date ale temperaturii la intrarea în canalul TIN și presiunii la ieșirea din canal P0UT, conform fig.2A, variația fluxului termic critic cu debitul curgerii este redată prin curba II, astfel, încât fluxul termic critic apare în punctul A. Așa după cum se poate vedea în fig.2B, o creștere a rezistenței hidraulice a canalului va mări căderea de presiune a agentului de răcire și va determina, prin urmare, scăderea debitului de curgere (curba III). Această modificare a caracteristicilor hidraulice ale canalului de combustibil poate decala apariția fluxului termic critic în canalul de combustibil din punctul A (curba I) în punctul B (curba III). Efectul combinat al măririi fluxului termic critic (de la curba II la curba IV) și al creșterii rezistenței hidraulice pot face ca apariția fluxului termic critic să aibă loc în punctul C. Diferența dintre puterea canalului de combustibil corespunzătoare stării C și cea corespunzătoare stării A reprezintă câștigul net de putere critică a canalului (CCP). Dacă, totuși s-ar fi utilizat o metodă diferită de producerea a aceleiași creșteri a fluxului termic critic, dar cu o creștere mai mică a rezistenței hidraulice (curba V), atunci apariția fluxului termic critic ar putea avea loc în punctul D, rezultând un câștig net mult mărit al puterii critice a canalului.
într-un sistem de mărire a puterii critice pentru un reactor nuclear cu canal de combustibil presurizat, conform invenției, anumite elemente de combustibil sunt prevăzute, fiecare, cu cel puțin un dispozitiv de mărire a fluxului termic critic, reprezentat de o “pastilă”, amplasată în poziții strategice, prestabilite, de-a lungul elementelor de combustibil. Dispozitivele de mărire a fluxului termic critic sunt proeminențe într-un sub-canal, care este un spațiu de curgere a agentului de răcire înconjurat de elemente de combustibil și generează turbulența în agentul de răcire care curge în sub-canalul respectiv, în aval față de amplasarea dispozitivelor menționate.
Amplasarea dispozitivelor de mărire a fluxului termic critic, conform invenției, mărește nivelul de turbulență al agentului de răcire în acele locuri din cadrul fasciculului de bare combustibile în care este cea mai probabilă apariția fluxului termic critic, fără a mări în mod semnificativ rezistența hidraulică a canalului de combustibil.
Pentru condițiile de curgere corespunzând tipului de flux termic critic cu epuizare de lichid, o mare fracțiune din agentul de răcire se află sub formă de vapori, cu un mare număr de picături lichide dispersate în aceștia. Pe suprafața exterioară a elementelor de combustibil există un strat subțire de lichid. Lichidul îndepărtează căldura de pe suprafața elementului de combustibil în mod mult mai eficient decât vaporii. Picăturile din vapori se depozitează în mod curent pe pelicula de lichid, mărind astfel, grosimea acestei pelicule de lichid. Pe de altă parte, pelicula de lichid este desprinsă în mod continuu de către forța turbulentă (aceasta se numește antrenare), iar lichidul se evaporă în mod continuu de pe suprafață, sub acțiunea căldurii suprafeței fierbinți.
Fluxul termic critic apare acolo unde se epuizează pelicula de lichid.
Dispozitivele de mărire a fluxului termic suprimă apariția fluxului termic critic de tip cu epuizare de lichid, întrucât prezența acestor dispozitive mărește nivelul de turbulență a agentului de răcire, ceea ce mărește rata de transfer a căldurii. Astfel, în general, este coborâtă temperatura suprafeței elementului de combustibil pentru o valoare dată a puterii fasciculului de bare combustibile. Prin urmare, uscarea peliculei lichide de pe suprafața elementului de combustibil va avea loc la un nivel mai ridicat al puterii, de aici rezultând o
RO 117952 Β1 valoare sporită a fluxului termic critic. în plus, creșterea nivelului de turbulență mărește, atât rata de antrenare, cât și ritmul de depunere a picăturilor. Aceste două procese au efecte opuse în susținerea grosimii peliculei de lichid și prin urmare în suprimarea fluxului termic critic.
Pentru fluxul termic critic tip DNB, prezența dispozitivelor de mărire a fluxului termic critic sporește turbulența, ceea ce determină distrugerea parțială sau completă a stratului izolator de bule de aer adiacent suprafeței fierbinți a elementului de combustibil, suprimând în aceste condiții, fluxul termic critic.
Fiecare dintre dispozitivele menționate este atașat doar câte unui element de combustibil, fără a intra în contact mecanic cu alte elemente de combustibil. Spre deosebire de distanțoare sau de reazeme, aceste dispozitive nu îndeplinesc funcții de distanțare a elementelor de combustibil sau de susținere a elementelor de combustibil. în consecință, acest sistem de mărire a puterii critice nu modifică structura mecanică a fasciculului de combustibil.
în comparație cu atașarea distanțoarelor sau a reazemelor, care sunt supuse interacțiunilor mecanice, se realizează reduceri semnificative ale costurilor și se evită nedoritele “zone afectate de căldura sudurii” asociate procesului de sudare necesară atașării acelor tipuri de dispozitive care sunt supuse interacțiunilor mecanice, cum ar fi, distanțoarele și reazemele.
Amplasarea efectivă a dispozitivelor de mărire a fluxului termic critic este determinată în conformitate cu pozițiile prevăzute pentru apariția potențialului flux termic critic în cadrul fasciculului de bare combustibile. Forma și dimensiunea efectivă a dispozitivelor de mărire a fluxului termic critic sunt determinate în concordanță cu transferul de căldură și condițiile de curgere a agentului de răcire prevăzute de-a lungul fasciculului de bare combustibile anterior apariției potențialului flux termic critic. La rândul lor, poziționarea fluxului termic critic, transferul de căldură și condițiile de curgere a agentului de răcire anterior apariției unui flux termic critic sunt prestabilite pentru o anumită construcție a fasciculului de bare combustibile, o anumită distribuție de putere în cadrul fasciculului adecvată utilizării avute în vedere pentru fasciculul de bare combustibile și anumite condiții ale reactorului. Dispozitivele de mărire a fluxului termic critic, pot fi reamplasate pentru a asigura o putere critică a canalului, optimă pentru diferite construcții ale fasciculului de bare combustibile, diferite distribuții de putere în cadrul fasciculului sau necesități funcționale specifice ale reactorului.
Astfel, creșterea rezistenței hidraulice a canalului de combustibil poate fi minimizată în mod sistematic, obținându-se ca rezultat un câștig maxim al puterii critice, așa după cum este descris anterior cu referire la fig.2B. Acest sistem de mărire a puterii critice este suficient de flexibil pentru a putea fi aplicat oricărui fascicul de bare combustibile aparținând reactoarelor cu canal de combustibil presurizat.
Mai precis, transferul de căldură și condițiile de curgere a agentului de răcire anterior unui flux termic critic din cadrul unui fascicul de bare combustibile cu o construcție anume, împreună cu poziționarea fluxului termic critic în fasciculul de bare combustibile, sunt prevăzute prin simularea experimentală și computerizată a unei utilizări particulare a unui anume fascicul de bare combustibile într-un anume reactor. Pe baza acestor prevederi este definit un sistem de mărire a puterii critice adecvat acestor cerințe specifice, prin precizarea formei, dimensiunii și amplasării dispozitivelor de mărire a fluxului termic critic în cadrul fiecărui fascicul de bare combustibile având construcția respectivă. Caracteristicile acestui sistem de mărire a puterii critice sunt apoi optimizate prin testare experimentală pentru minimizarea creșterii rezistenței hidraulice fără a se periclita în mod semnificativ performanțele sale de mărire a fluxului termic critic.
245
250
255
260
265
270
275
280
285
290
RO 117952 Β1 în scopul minimizării creșterii rezistenței hidraulice a canalului de combustibil datorate atașării dispozitivelor de mărire a fluxului termic critic, fiecare acest dispozitiv are o formă cilindrică sau o formă hidrodinamică. Aria secțiunii transversale a fiecărui dispozitiv la bază, unde este atașat elementului de combustibil, este situat, de preferință, între 3 și 11 mm2, iar înălțimea fiecărui dispozitiv de la bază, este de preferință situată, între 0,6 și 2,3 mm.
Numărul dispozitivelor de mărire a fluxului termic critic prevăzute în fiecare sub-canal, adică în spațiul de curgere înconjurat de fasciculele de bare combustibile, este, de preferință, de unul până la patru și depinde de aria secțiunii de curgere a subcanalului și de dimensiunea dispozitivelor. Atunci, când mai mult de două dispozitive de mărire a fluxului termic critic sunt prevăzute pe fiecare dintre anumite elemente de combustibil, în poziții simetrice axial față de mijlocul lungimii fasciculului de bare combustibile, fasciculele de bare combustibile pot fi introduse în tubul de presiune, în mod avantajos, din ambele sensuri. Distanța dintre dispozitive și cel mai apropiat capăt al elementelor de combustibil este situată, de preferință, între 5 și 20 cm, atunci când de fiecare element de combustibil sunt atașate două dispozitive. Fiecare dispozitiv de mărire a fluxului termic critic trebuie atașat suprafeței elementelor de combustibil, astfel, încât să nu se desprindă în timpul funcționării reactorului. Modul de atașare a dispozitivelor de mărire a fluxului termic critic este la îndemâna specialiștilor cărora la este adresată invenția. Dispozitivele de mărire a fluxului termic critic pot fi realizate din același material ca și elementele de combustibil.
Fig.3A și 3D prezintă atașarea dispozitivelor de mărire a fluxului termic critic la un fascicul de bare combustibile destinat reactoarelor CANDU™ și anume, la fasciculul CANFLEX™ MK.4 cu uraniu natural, utilizat în reactorul Wolsung nr.1. Fasciculul de bare combustibile CANFLEX™ 20 este alcătuit din 43 elemente de combustibil 22 separate unul de celălalt prin distanțierele 32. Elementele exterioare 36 (101 ...121 în fig.3D) sunt prevăzute și cu reazemele 34. Elementele de combustibil ale unui fascicul CANFLEX™ sunt de două dimensiuni, adică elementul de combustibil central 143 și toate cele șapte elemente de combustibil 136...142 ale celui mai interior inel adiacent elementului de combustibil central 143, au un diametru exterior de 13,5 mm, iar celelalte elemente de combustibil 101...135, care constau din 21 elemente de combustibil 101...121 din inelul cel mai exterior al fasciculului și 14 elemente de combustibil 122...135 din inelul median dintre inelul interior și inelul exterior, au un diametru exterior de 11,5 mm. Amplasarea distanțierelor 32 și a reazemelor 34 pentru fasciculul CANFLEX™ MK.4 este cea prezentată în fig.3B și 3C.
în cadrul acestui exemplu de realizare a invenției, 182 de dispozitive 30 de mărire a fluxului termic critic, de formă cilindrică, sunt împărțite în mod egal și prevăzute în două poziții axiale ale fasciculului, fiecare dintre acestea la o distanță de 122,3 mm față de fiecare capăt al fasciculului 20, așa după cum apare în fig.3A. Fiecare dintre dispozitivele 30 de mărire a fluxului termic critic este atașat într-o poziție circumferențială precisă pe suprafața exterioară a elemetelor de combustibil și este îndreptat către centrul unui sub-canal definit ca spațiul de curgere a agentului de răcire înconjurat de elemetele de combustibil învecinate, fără a include intervalul inter-elemente care repezintă cea mai mică distanță dintre două elemente de combustibil învecinate. Modul de atașare a dispozitivelor 30 de mărire a fluxului termic critic în fiecare poziție axială a fasciculului este același și poate fi descris prin cele ce urmează.
Așa după cum apare în fig.3D, în fiecare amplasament axial al fasciculului, există câte două dispozitive 30 de mărire a fluxului termic critic îndreptat către fiecare dintre cele șase sub-canale 40 care înconjoară elementul de combustibil central 143, unul dinspre elementul de combustibil central 143 și celălalt dinspre unul dintre cele două elemente de combustibil de pe inelul interior 136...142.
RO 117952 Β1
Există două tipuri de sub-canale între inelul interior și inelul median. Fiecare subcanal mare 42 este prevăzut cu două dispozitive 30 de mărire a fluxului termic critic, unul dinspre fiecare dintre elementele de combustibil mari 136...142 ale inelului interior, iar celălalt dinspre fiecare dintre elementele de combustibil mici 123,125, 127,129, 131, 133 și 135 ale inelului median dispuse direct în fața elementelor de combustibil mari 136...142.
Sub-canalul mic 44, dintre inelul interior și inelul median, este prevăzut, fiecare cu un dispozitiv 30 de mărire a fluxului termic critic atașat la fiecare dintre elementele de combustibil mari 136...142 ale inelului interior.
Există trei tipuri de sub-canale între inelul median și inelul exterior. Canalul cel mai mare 46, din dreptul sub-canalului mare 42 dintre inelul interior și inelul median, este prevăzut, fiecare, cu două dispozitive 30 de mărire a fluxului termic critic atașate, fiecare, la fiecare dintre elementele de combustibil 122...135 ale inelului median. Unul dintre sub-canalele mici 48 dintre inelul median și inelul exterior, din dreptul sub-canalului mic 44, dintre inelul interior și inelul median, este prevăzut, fiecare, cu un dispozitiv 30 de mărire a fluxului termic critic atașat unuia dintre elementele de combustibil 101...121 ale inelului exterior. în fiecare dintre celelalte sub-canale mici 50 dintre inelul median și inelul exterior este, de asemenea, prevăzut un dispozitiv 30 de mărire a fluxului termic critic atașat unuia dintre elementele de combustibil 122...135 ale inelului median.
în cele din urmă, în fiecare dintre sub-canalele 52 dintre inelul exterior și suprafața interioară (nefigurată) a tubului de presiune care înconjoară fasciculul de bare combustibile 20, este prevăzut câte un dispozitiv 30 de mărire a fluxului termic critic, atașat unuia dintre elementele de combustibil 101...121 ale inelului exterior.
Așa după cum apare în fig.4A și 4B, fiecare dispozitiv 30 are o formă cilindrică și este atașat fiecărui element de combustibil respectiv printr-un capăt al cilindrului. Diametrul capătului cilindrului este de 2,5 mm, iar înălțimea sa este de 1,5 mm.
Se înțelege faptul că invenția poate suferi diverse modificări fără ca astfel să existe o îndepărtare de la spiritul invenției.

Claims (20)

  1. Revendicări
    1. Ansamblu de elemente de combustibil destinat utilizării într-un reactor nuclear care utilizează apa presurizată ca agent de răcire curgând printr-o multitudine de canale de combustibil, ansamblul de elemente cuprinzând un element de combustibil (22) de formă alungită conținând material fisionabil, elementul de combustibil, (22), menționat, având capetele opuse și o suprafață periferică extinsă, pe lungime, între capetele opuse menționate, ansamblul de elemente de combustibil menționat fiind, caracterizat prin aceea că, cuprinde cel puțin un dispozitiv (30) de mărire a fluxului termic critic atașat de-a lungul elementului de combustibil (22) menționat și ieșind în afara suprafeței periferice a elementului de combustibil (22) menționat, pentru a genera turbulență în agentul de răcire menționat care curge de-a lungul elementului de combustibil menționat (22), în aval față de pozițiile de amplasare a dispozitivului (30) de mărire a fluxului termic critic, menționat.
  2. 2. Ansamblu de elemente de combustibil, conform revendicării 1, caracterizat prin aceea că, cel puțin două dispozitive (30) de mărire a fluxului termic critic sunt poziționate simetric de-a lungul elementului de combustibil (22) menționat.
  3. 3. Ansamblu de elemente de combustibil,conform revendicării 1, caracterizat prin aceea că, dispozitivul (30) de mărire a fluxului termic critic menționat are o formă cilindrică, cu un capăt superior și un capăt inferior prin care dispozitivul (30) menționat de mărire a fluxului termic critic este atașat la elementul de combustibil (22) menționat.
    340
    345
    350
    355
    360
    365
    370
    375
    380
    385
    RO 117952 Β1
  4. 4. Ansamblu de elemente de combustibil, conform revendicării 3, caracterizat prin aceea că, aria secțiunii transversale a dispozitivului (30) menționat de mărire a fluxului termic critic la capătul său inferior menționat se situează, între 3 și 11 mm2, iar înălțimea dispozitivului (30) menționat de mărire a fluxului termic critic de la capătul inferior, menționat, se situează, între 0,6 și 2,3 mm.
  5. 5. Ansamblu de elemente de combustibil, conform revendicării 1, caracterizat prin aceea că, distanța dintre dispozitivul (30) menționat de mărire a fluxului termic critic și cel mai apropiat capăt al elementului de combustibil (22) menționat se situează, între 5 și 20 cm.
  6. 6. Ansamblu de fascicul de bare combustibile destinat utilizării într-un reactor nuclear care folosește apa presurizată ca agent de răcire care curge printr-o multitudine de canale de combustibil, ansamblul de fascicule de bare combustibile menționate, cuprinzând un fascicul (20) de bare combustibile conținând o multitudine de elemente (22) de combustibil de formă alungită fiecare dintre elementele de combustibil (22) menționate având capete opuse și o suprafață periferică extinsă în lungime între capetele opuse menționate, cel puțin un distanțier (32) pentru a separa între ele, elementele de combustibil (22) menționate și cel puțin un reazem (34) atașat elementelor de combustibil (36), dinspre exterior, pentru a asigura susținerea fasciculului de bare combustibile, menționat, fasciculul de bare combustibile, menționat, fiind, caracterizat prin aceea că, cuprinde cel puțin câte un dispozitiv (30) de mărirea a fluxului termic critic atașat fiecăruia dintre anumite elemente de combustibil (22) de-a lungul acestora și ieșind în afara suprafeței periferice a fiecăruia dintre elementele de combustibil (22), menționate, pentru a genera turbulență în agentul de răcire, menționat, dea lungul fasciculului de bare combustibile (20), menționat, în aval față de pozițiile de amplasare a dispozitivului (30) de mărire a fluxului termic critic.
  7. 7. Ansamblu de fascicul de bare combustibile, conform revendicării 6, caracterizat prin aceea că, cel puțin două dispozitive (30) de mărire a fluxului termic critic sunt poziționate simetric de-a lungul fiecăruia dintre anumite elemente de combustibil (22), menționate.
  8. 8. Ansamblu de fascicul de bare combustibile, conform revendicării 6, caracterizat prin aceea că, dispozitivul (30), menționat, de mărire a fluxului termic critic are o formă cilindrică cu un capăt superior și un capăt inferior prin care dispozitivul (30), menționat, de mărire a fluxului termic critic, este atașat unuia dintre elementele de combustibil (22) menționate.
  9. 9. Ansamblu de fascicul de bare combustibile, conform revendicării 6, caracterizat prin aceea că, dispozitivul (30) de mărire a fluxului termic critic nu are nici un contact cu nici un element de combustibil (22) al fasciculului de bare combustibile (20).
  10. 10. Ansamblu de fascicul de bare combustibile, conform revendicării 8, caracterizat prin aceea că, aria secțiunii transversale a dispozitivului (30) de mărire a fluxului termic critic, la capătul său inferior, unde dispozitivul (30) menționat, de mărire a fluxului termic critic este atașat unuia dintre elementele de combustibil (22), menționate, se situează, între 3 și 11 mm2, iar înălțimea dispozitivului (30), menționat, de mărire a fluxului termic critic, de la capătul inferior menționat se situează, între 0,6 și 2,3 mm.
  11. 11 Ansamblu de fascicul de bare combustibile, conform revendicării 6, caracterizat prin aceea că, distanța dintre dispozitivul (30), menționat, de mărire a fluxului termic critic și cel mai apropiat dintre capetele menționate ale elementelor de combustibil (22), menționate, se situează, între 5 și 20 cm.
  12. 12. Reactor nuclear cu canal de combustibil presurizat care utilizează apa presurizată ca agent de răcire, reactorul, menționat, cuprinzând un tub de presiune de formă alungită (24) definind în interior un canal de combustibil, tubul de presiune (24), menționat, având o
    RO 117952 Β1
    435 lungime, o intrare pentru introducerea agentului de răcire, menționat, în canalul de combustibil, menționat, și o ieșire pentru descărcarea agentului de răcire, menționat, din canalul de combustibil, menționat, o multitudine de fascicule (20) de bare combustibile de formă alungită conținute în tubul de presiune (24), menționat, fiecare dintre fasciculele (20) de bare combustibile conținând mai multe elemente de combustibil (22), fiecare dintre elementele de combustibil (22), menționate, având capete opuse și o suprafață periferică extinsă pe lungime, între capetele opuse, menționate, lungimea, menționată, a fiecărui element de combustibil (22) fiind paralelă cu lungimea menționată, a tubului de presiune (24) menționat, o multitudine de distanțiere (32) pentru separarea elementelor de combustibil (22), menționate, unul față de celălalt și o multitudine de reazeme (34) atașate elementelor de combustibil (36) dinspre exterior pentru a asigura susținerea fasciculelor menționate de bare combustibile, reactorul menționat fiind, caracterizat prin aceea că, cuprinde cel puțin câte un dispozitiv (30) de mărire a fluxului termic critic prevăzut pe fiecare dintre anumite elemente de combustibil (22) de-a lungul acestora și ieșind în afara suprafeței periferice a fiecăruia dintre elementele de combustibil (22) menționate, în spațiul de curgere a agentului de răcire din canalul de combustibil, menționat, înconjurat de elemente de combustibil (22), pentru a genera turbulența în agentul de răcire, menționat, care curge de-a lungul fiecăruia dintre fasciculele (20) menționate de bare combustibile, în aval de pozițiile de amplasare a dispozitivelor (30) de mărire a fluxului termic critic.
  13. 13. Reactor nuclear cu canal de combustibil presurizat, conform revendicării 12, caracterizat prin aceea că, dispozitivul (30), menționat, de mărire a fluxului termic critic, este atașat pe fiecare dintre anumite elemente de combustibil (22), menționate, într-o poziție în care dispozitivele (30), menționate, de mărire a fluxului termic critic, generează turbulență în acele locuri ale spațiului de curgere a agentului de răcire în interiorul respectivului canal de combustibil din cadrul fasciculului de bare combustibile (20) în care este cea mai probabilă apariția fluxului termic critic.
  14. 14. Reactor nuclear cu canal de combustibil presurizat,conform revendicării 12, caracterizat prin aceea că, un număr de unul până la patru dispozitive (30) de mărire a fluxului termic critic sunt prevăzute în fiecare dintre anumite sub-canale definite de către un spațiu de curgere a agentului de răcire înconjurat de către unele dintre elementele de combustibil (22), menționate, care sunt adiacente unul altuia, spațiul menționat de curgere a agentului de răcire excluzând orice interval inter-elemente definit de cea mai mică distanță dintre orice elemente de combustibil (22), învecinate.
  15. 15. Reactor nuclear cu canal de combustibil presurizat,conform revendicării 12, caracterizat prin aceea că, dispozitivul (30), menționat, de mărire a fluxului termic critic este atașat unuia dintre elementele de combustibil (22), menționate și nu are nici un contact cu celelalte elemente de combustibil (22) ale multitudinii de fascicule de bare combustibile (20), menționate.
  16. 16. Reactor nuclear cu canal de combustibil presurizat,conform revendicării 12, caracterizat prin aceea că, că cel puțin două dispozitive (30) de mărire a fluxului termic critic sunt poziționate simetric de-a lungul fiecăruia dintre anumite elemente de combustibil (22), menționate.
  17. 17. Reactor nuclear cu canal de combustibil presurizat,conform revendicării 12, caracterizat prin aceea că, că dispozitivul (30) menționat de mărire a fluxului termic critic are o formă cilindrică cu cap superior și un cap inferior prin care dispozitivul (30), menționat, de mărire a fluxului termic critic este atașat la unul dintre elementele de combustibil (22), menționate, ale multitudinii de fascicule de bare de combustibil (20), menționate.
    440
    445
    450
    455
    460
    465
    470
    475
    480
    RO 117952 Β1
  18. 18. Reactor nuclear cu canal de combustibil presurizat,conform revendicării 17, caracterizat prin aceea că, aria secțiunii transversale a dispozitivului (30), menționat, de mărire a fluxului termic critic, la capătul inferior al acestuia, unde dispozitivul (30), menționat, de mărire a fluxului termic critic, presurizat, este atașat la unul din celelalte elemente de combustibil (22), menționate, ale multitudinii de fascicule de bare de combustibil (20), menționate, se situează, între 3 și 11 mm2, iar înălțimea dispozitivului (30), menționat, de mărire a fluxului termic critic, de la capătul inferior menționat, se situează, între 0,6 și 2,3 mm.
  19. 19. Reactor nuclear cu canal de combustibil presurizat, conform revendicării 15, caracterizat prin aceea că, distanța dintre dispozitivul (30), menționat, de mărire a fluxului termic critic și capătul cel mai apropiat al unuia dintre celelalte elemente de combustibil (22), ale multitudinii de fascicule de bare de combustibil (20) se situează, între 5 și 20 cm.
  20. 20. Sistem de mărire a puterii critice pentru un reactor nuclear care utilizează apa presurizată ca agent de răcire, sistemul menționat, cuprinzând un tub de presiune (24) definind în interior un canal de combustibil, tubul de presiune (24) menționat, având o lungime, o intrare pentru introducerea agentului de răcire, menționat, în canalul de combustibil, menționat și o ieșire pentru descărcarea agentului de răcire menționat din canalul de combustibil menționat, mai multe fascicule (20) de bare combustibile conținute în tubul de presiune (24) menționat, fasciculele (20) de bare combustibile, menționate, fiind separate între ele, astfel, încât formează, între ele, intervale prin care curge agentul de răcire, menționat, fiecare dintre fasciculele (20), de bare combustibile, menționate cuprinzând mai multe elemente de combustibil (22) separate unul de celălalt, astfel, încât formează între ele intervale prin care curge agentul de răcire menționat, fiecare dintre elementele de combustibil (22) menționate având capete opuse și o suprafață periferică extinsă în lungime, între capetele opuse menționate, lungimea menționată a fiecărui element de combustibil (22) fiind paralelă cu lungimea menționată a tubului de presiune (24), menționat, mai multe distanțiere (32) pentru separarea elementelor de combustibil (22), menționate, unul față de celălalt și mai multe reazeme (34) atașate elementelor de combustibil (36) dinspre exterior pentru a asigura susținerea fasciculelor menționate de bare combustibile, menționate, sistemul, menționat, de mărire a puterii critice fiind, caracterizat prin aceea că, cuprinde mai multe dispozitive (30), de mărire a fluxului termic critic, având o formă cilindrică și fiind atașate în fiecare dintre anumite poziții de pe anumite elemente de combustibil (22), menționate, de-a lungul acestora și ieșind în afara suprafeței periferice a fiecărui element combustibil (22), menționat, în canalul de combustibil, menționat, pentru a genera turbulență în agentul de răcire, menționat, în jurul fiecăruia dintre fasciculele de bare combustibile (20), din cadrul canalului de combustibil, în aval față de pozițiile de amplasare a dispozitivelor (30), de mărire a fluxului termic critic, fiecare dintre dispozitivele (30) de mărire a fluxului termic critic, având un capăt inferior prin care dispozitivul (30) de mărire a fluxului termic critic este atașat unuia dintre numitele elemente de combustibil (22), aria secțiunii transversale a fiecăruia dintre dispozitivele (30) de mărire a fluxului termic critic, la capătul său inferior, situându-se, între 3 și 11 mm2, iar înălțimea fiecăruia dintre dispozitivele (30) de la capătul inferior, situându-se, între 0,6 și 2,3 mm, fiecare dintre dispozitivele (30) de mărire a fluxului termic critic fiind atașat, prin capătul inferior, la unul dintre elementele de combustibil (22) și neavând nici un contact cu celelalte elemente de combustibil (22), un număr,de 1 până la 4 dispozitive (30), fiind prevăzute în fiecare subcanal, definit de un spațiu înconjurat de câteva dintre elementele de combustibil (22) și amplasarea dispozitivelor (30) de mărire a fluxului termic critic, în cadrul fasciculului (20) de bare combustibile, fiind, astfel, încât turbulența generată de dispozitivele (30) de mărire a fluxului termic critic se produce în acele locuri ale fiecărui subcanal definit de către spațiul înconjurat de câteva elemente de combustibil (22), din cadrul fasciculului (20) de bare combustibile, în care este cea mai probabilă, apariția fluxului termic critic.
RO96-01733A 1994-03-02 1995-03-01 Reactor nuclear cu putere critica marita, ansamblu de elemente de combustibil si fascicul de bare combustibile pentru un sistem de marire a puterii critice in reactorul nuclear RO117952B1 (ro)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US08/204,497 US5493590A (en) 1994-03-02 1994-03-02 Critical power enhancement system for a pressurized fuel channel type nuclear reactor using CHF enhancement appendages
PCT/CA1995/000114 WO1995024042A1 (en) 1994-03-02 1995-03-01 Critical power enhancement system for a pressurized fuel channel type nuclear reactor using chf enhancement appendages

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RO117952B1 true RO117952B1 (ro) 2002-09-30

Family

ID=22758153

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RO96-01733A RO117952B1 (ro) 1994-03-02 1995-03-01 Reactor nuclear cu putere critica marita, ansamblu de elemente de combustibil si fascicul de bare combustibile pentru un sistem de marire a puterii critice in reactorul nuclear

Country Status (8)

Country Link
US (1) US5493590A (ro)
JP (1) JPH09509744A (ro)
CN (1) CN1102292C (ro)
AU (1) AU1751395A (ro)
CA (1) CA2180545C (ro)
GB (1) GB2301475B (ro)
RO (1) RO117952B1 (ro)
WO (1) WO1995024042A1 (ro)

Families Citing this family (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2001024195A1 (en) * 1999-09-27 2001-04-05 Atomic Energy Of Canada Limited Critical power enhancement system for a pressurized fuel channel type nuclear reactor using alignment of fuel bundle pairs
US6434209B1 (en) * 1999-09-27 2002-08-13 Atomic Energy Of Canada Limited/Energie Critical power enhancement system for a pressurized fuel channel type nuclear reactor using alignment of fuel bundle pairs
US20050117691A1 (en) * 2002-06-13 2005-06-02 Framatome Anp Gmbh Method and apparatus for disposing of a fuel assembly channel of a boiling water reactor plant
US20060039524A1 (en) * 2004-06-07 2006-02-23 Herbert Feinroth Multi-layered ceramic tube for fuel containment barrier and other applications in nuclear and fossil power plants
US20100322371A1 (en) * 2005-01-11 2010-12-23 Westinghouse Electric Company Llc Optimized flower tubes and optimized advanced grid configurations
WO2013185230A1 (en) * 2012-06-13 2013-12-19 Atomic Energy Of Canada Limited / Énergie Atomique Du Canada Limitée Fuel channel assembly and fuel bundle for a nuclear reactor
KR101557780B1 (ko) 2014-08-11 2015-10-06 한국원자력연구원 핵연료 다발 집합체
FR3053150B1 (fr) 2016-06-22 2020-09-18 Areva Np Procede de calcul d'une marge ipg associee a un plan de chargement d'un reacteur nucleaire, systeme, programme d"'ordinateur et support associes

Family Cites Families (24)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CA810849A (en) * 1969-04-15 N. Andrews Harry Fuel assembly for nuclear reactors
SE316246B (ro) * 1964-08-28 1969-10-20 Ca Atomic Energy Ltd
US3372093A (en) * 1964-08-31 1968-03-05 Atomic Energy Authority Uk Apparatus for increasing the critical heat flux for high pressure steam/water flow in nuclear reactors
US3629065A (en) * 1969-07-23 1971-12-21 Atomic Energy Commission Apparatus for increasing power density in a boiling liquid nuclear reactor
USRE28362E (en) * 1969-12-31 1975-03-11 Flow deflector fob nuc ear fuel element assemblies
US3663367A (en) * 1969-12-31 1972-05-16 Combustion Eng Flow deflector for nuclear fuel element assemblies
US3749640A (en) * 1970-06-02 1973-07-31 United Nuclear Corp Nuclear reactor having improved coolant reflecting arrangement
US3809609A (en) * 1972-06-27 1974-05-07 Combustion Eng Twisted tape flow deflector in a nuclear reactor fuel assembly
US3862000A (en) * 1972-08-31 1975-01-21 Exxon Nuclear Co Inc Coolant mixing vanes
CA963185A (en) * 1972-11-08 1975-02-18 Arthur G. Cracknell Nuclear fuel bundling system
CA1104729A (en) * 1978-06-28 1981-07-07 Harold R. Debnam Apparatus for improving critical power ratio in a nuclear fuel bundle
US4252613A (en) * 1978-07-26 1981-02-24 The Babcock & Wilcox Company Nuclear fuel assembly guide tube with integral intermittent projections
US4474231A (en) * 1981-08-05 1984-10-02 General Electric Company Means for increasing the critical heat flux of an immersed surface
US4678631A (en) * 1985-05-02 1987-07-07 Westinghouse Electric Corp. Boiling water nuclear reactor fuel assembly
US4708846A (en) * 1986-04-10 1987-11-24 Exxon Nuclear Company, Inc. BWR critical-power-enhancing water rod (85-EN-3)
US4738819A (en) * 1986-07-18 1988-04-19 Westinghouse Electric Corp. Boiling water nuclear reactor fuel assembly with cross-flow elimination at upper spacer locations
US4740350A (en) * 1986-07-22 1988-04-26 Westinghouse Electric Corp. BWR fuel assembly having fuel rod spacers axially positioned by exterior springs
US4698204A (en) * 1986-09-17 1987-10-06 Westinghouse Electric Corp. Intermediate flow mixing nonsupport grid for BWR fuel assembly
US4725403A (en) * 1986-11-14 1988-02-16 Combustion Engineering, Inc. Box-type flow deflector for nuclear fuel grid
US4775510A (en) * 1986-12-22 1988-10-04 Combustion Engineering, Inc. Nuclear fuel assembly hollow flow deflector
FR2633768B1 (fr) * 1988-06-29 1991-04-05 Framatome Sa Grille melangeuse a ailettes pour assemblage combustible nucleaire
SE464994B (sv) * 1989-11-14 1991-07-08 Asea Atom Ab Braenslepatron foer en kokarreaktor
RO103780B1 (ro) * 1989-11-16 1993-11-22 Inst De Cercetari Nucleare Pit ascicol combustibil raidear
FR2666678B1 (fr) * 1990-07-24 1993-07-30 Framatome Sa Grille a ailettes de melange pour assemblage combustible nucleaire.

Also Published As

Publication number Publication date
JPH09509744A (ja) 1997-09-30
WO1995024042A1 (en) 1995-09-08
AU1751395A (en) 1995-09-18
CN1142279A (zh) 1997-02-05
CA2180545A1 (en) 1995-09-08
GB9614728D0 (en) 1996-09-04
US5493590A (en) 1996-02-20
CN1102292C (zh) 2003-02-26
CA2180545C (en) 1999-08-03
GB2301475A (en) 1996-12-04
GB2301475B (en) 1997-12-17

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US7085340B2 (en) Nuclear reactor fuel assemblies
EP0240894B1 (en) Bwr critical-power-enhancing water rod
US20070206717A1 (en) Multiple and variably-spaced intermediate flow mixing vane grids for fuel assembly
US3725199A (en) Nuclear reactor organization and fuel assembly arrangement
EP2852954B1 (en) Pressurizer surge-line separator for integral pressurized water reactors
US3861999A (en) Nuclear reactor arrangement and method of operating safe effective to increase the thermal amargin in high power density regions
US4069102A (en) Nuclear core region fastener arrangement
EP3306618B1 (en) Nuclear reactor
KR102104145B1 (ko) 액체 금속 냉각식 원자로용 연료 다발
EP2850617B1 (en) Fuel bundle for a liquid metal cooled nuclear reactor
RO117952B1 (ro) Reactor nuclear cu putere critica marita, ansamblu de elemente de combustibil si fascicul de bare combustibile pentru un sistem de marire a puterii critice in reactorul nuclear
US4111747A (en) Packed rod neutron shield for fast nuclear reactors
US3366547A (en) Fast nuclear reactor
US4077835A (en) Nuclear reactor with self-orificing radial blanket
KR102179778B1 (ko) 가압수형 원자로 봉 다발에서의 개선된 열 전달을 위한 리브형 러프니스 설계
US4755348A (en) Cooled water rod (LOCA conditions)
EP0820066B1 (en) Fuel bundles and nuclear reactor using such fuel bundles
EP1551034B1 (en) Axially segregated part-length fuel rods in a reactor fuel bundle
JP2510006B2 (ja) 沸騰水型原子炉用の燃料バンドル
RU2236048C1 (ru) Ядерный реактор
EP0281259A2 (en) Nuclear reactor installations
US4879089A (en) Liquid metal cooled nuclear reactors
EP0692794A1 (en) Nuclear fuel bundle with spacers of different configurations
JPH0972985A (ja) 竪型熱交換器の被加熱流体混合促進構造
JPH0363714B2 (ro)