SE503333C2 - Bränsleaggregat för kärnreaktor - Google Patents

Bränsleaggregat för kärnreaktor

Info

Publication number
SE503333C2
SE503333C2 SE8801432A SE8801432A SE503333C2 SE 503333 C2 SE503333 C2 SE 503333C2 SE 8801432 A SE8801432 A SE 8801432A SE 8801432 A SE8801432 A SE 8801432A SE 503333 C2 SE503333 C2 SE 503333C2
Authority
SE
Sweden
Prior art keywords
fuel
assembly
cross
assemblies
fuel assembly
Prior art date
Application number
SE8801432A
Other languages
English (en)
Other versions
SE8801432L (sv
SE8801432D0 (sv
Inventor
Richard Arthur Wolters Jr
Mark Joseph Colby
Robert Bruce Elkins
Original Assignee
Gen Electric
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 Gen Electric filed Critical Gen Electric
Publication of SE8801432D0 publication Critical patent/SE8801432D0/sv
Publication of SE8801432L publication Critical patent/SE8801432L/sv
Publication of SE503333C2 publication Critical patent/SE503333C2/sv

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • 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
    • G21C3/324Coats or envelopes for the bundles
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/02Details
    • 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
    • G21C3/334Assembling, maintenance or repair of 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)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Fuel-Injection Apparatus (AREA)
  • Control Of The Air-Fuel Ratio Of Carburetors (AREA)

Description

sus 533 2 I kokarvattenreaktorer har två arrangemang av grupper om fyra kärnbränsleaggregat utnyttjats. Först och äldst är den s.k. D-fackverksbränsleaggregatuppsättningen. I denna typ av uppsättning bildar de kors bildande mellan- rummen, som genomtränges av reglerstavar, en större dimen- sion mellan bränsleaggregat än de mellanrumsdimensioner mellan bränsleaggregat, i vilka reglerstavarna icke in- föres. Vid sådana bränsleaggregat av D-fackverkstyp har problemet med att de individuella, kärnbränsle inne- hållande stavarna "toppar" ojämnt förelegat.
Toppningsproblemet kan uttryckas på enkelt sätt. Klyv- ningsreaktioner av den typ, som utnyttjas i kokarvatten- reaktorer, alstrar snabba neutroner. Klyvningsreaktioner initieras emellertid av långsamma neutroner. Det i kokar- vattenreaktorer förekommande vattnet modererar eller retarderar de alstrade snabba neutronerna till klyv- ningsinitierande långsamma neutroner. fler klyvningsreaktioner. Dessa stavar "toppar" eller uppvisar många klyvningsreaktioner.
'Stavar i bränslekanalen i kärnbränsleaggregat, som be- finner sig intill små volymer vatten, utsättes i typ- fallet för färre långsamma neutroner och uppvisar därför färre klyvningsreaktioner. Dessa stavar "toppar" icke och uppvisar färre klyvningsreaktioner.
Problemet med "toppning" mildras genom att man varierar de individuella stavarnas anrikningsprofil över ett kärn- bränsleaggregat. I typfallet varieras stavanriknings- profilen för tillförsäkrandeav rimlig reaktionslikformig- het. 3 503 333 Olyckligtvis minskar, då stavanrikningsprofilen varierar, sär- skilt från att vara i huvudsak likformig och symmetrisk, den totala energiuteffekten eller "utbytet" av ett kärnbränsle- aggregat. Då utbytet sjunker, sjunker den totala uteffekten, och/eller bränslebyte måste utföras oftare.
Den andra, och tillkommen på senare tid, är den s.k. C-fack- verksbränsleaggregatuppsättningen. Vid denna typ av uppsättning har de ett kors bildande mellanrummen, som penetreras av reglerstaven, en bredd mellan kärnbränsleaggregaten, som upp- visar samma dimension som bredden mellan kärnbränsleaggregat, där reglerstavarna icke penetrerar. Sådana reaktorer är mindre utsatta för "toppnings"-fenomenen och utnyttjar anrikningen av sin bränsleladdning effektivare.
Vid reaktorer av både C-fackverks- och D-fackverkstyp har stora försiktighetsmått vidtagits och måste vidtagas för undvikande av inkräktande av den korsformiga mellanrumsvolymen mellan fyra intill varandra varande kärnbränsleaggregat, i vilken regler- staven intränger. Närmare bestämt vidtages försiktighetsmått för att förhindra, att bränslekanalerna kröker sig in i den av reglerstavarna penetrerade volymen av korsformigt tvärsnitt.
Skälet till sådana försiktighetsmått ligger i öppen dag. Om reglerstaven icke skulle kunna penetrera mellanrumsvolymen utan avsevärd friktion, bedömes reglerstaven vara icke påverknings- bar och helt införd, vilket medför förlust av energi.
Det är känt att placera excentriskt monterade inlopp eller ned- re förankringsplåtar för bränslekanaler i kokarvattenreaktorer av D-fackverkstyp. I typfallet har sådana excentriskt monterade inlopp varit avsedda för montering av större bränsleaggregat i stället för de ursprungligen konstruerade och mindre aggregaten (jfr ovannämnda US,A,4 560 532). Olyckligtvis kan monteringen av sådana förskjutna och förstorade bränslekanaler förändra de ursprungligen planerade reaktorströmningshastigheterna och vattenvolymerna. Dessa strömningshastighets- och vattenvolyms- förändringar sker såväl i som utanför kärnbränsleaggregaten.
Dessa förändringar kan eventuellt tolereras, om alla kärn- 503 333 4 bränsleaggregat förändras samtidigt. Emellertid skulle er- sättandet av vissa, men icke alla, av kärnbränsleaggregaten leda till strömningshastighetsförändringar, som i avsevärd mån avviker från vad som ursprungligen planerats.
Vad gäller utformningen av reaktorer av D-fackverkstyp utformas särskilt dessa reaktorers övre styrningar och härdstödgjut- stycken - de gjutstycken, som understödjer bränsleaggregaten på härdplattan - vid konstruktionstidpunkten. På grund av den ur- sprungliga konstruktionen föreligger inom hela industrin en ovilja att på något sätt omforma härden.
Oviljan att omforma härden är väl grundad på driftserfaren- heterna. Närmare bestämt köres reaktorerna under perioder av upp till 15 månader utan omladdning. Därefter måste reaktorn stoppas för en omladdningsperiod, i typfallet under en tids- period av ungefär tre månader. Dessa driftsavbrott för reaktor- omladdning är otroligt dyrbara. Med tanke på att ungefär en tredjedel av bränsleaggregaten ersättes under ett sådant driftsavbrott är det otänkbart att stoppa reaktorn under en tillräckligt lång tidsperiod för omformning av härden. Detta gäller särskilt, då det erforderliga driftsavbrottet skulle kunna vara tre gånger så långt som normalt och endast leda till en relativt liten förbättring - av storleksordningen 2% - av reaktorns effektivitet.
Denna ovilja mot härdomformning föreligger särskilt ifråga om de ett kors bildande reglerstavsmellanrummen. Närmare bestämt har man tidigare sökt undvika att inkräkta på volymen mellan intill varandra varande bränslekanaler för reglerstavsutslaget.
Vidare har kanalerna "förkrökts" för tillförsäkrande av spelrum för reglerstavarna.
Vad gäller "förkrökningen" iakttages bränslekanalerna - till- verkade av en legering betecknad zircalloy - med avseende på eventuell krökning till följd av omgivningen vid tidpunkten för deras insättning. Denna krökning - eller avvikelse från sann vertikalitet - utnyttjas därefter vid placeringen av tillverka- 503 333 de bränsleaggregat med användande av kanalerna. Närmare bestämt inriktas kanalerna så, att de kröker sig bort från de ett kors bildande mellanrummen, så att därigenom reglerstavsspelrum tillförsäkras.
Det är sålunda inte endast fråga om säkerhet utan snarare en extrakostnad för hela reaktorenergin. Om reglerstaven icke kan penetrera mellanrumsvolymen utan avsevärd friktion, bedömes kontrollstaven icke kunna manövreras och därmed att vara fullt införd, vilket leder till en förlust av energi.
I typfallet prövas reglerstavarna periodiskt. Vid en sådan prövning införes de medelst drivanordningar under relativt stor kraft, till dess reglerstavarna når ett önskat läge för regle- ring av inträngning i ett kors bildande mellanrummen. Sedan de nått det avsedda inträngningsläget, tillåtes stavarna sjunka tillbaka under tyngdkraften till ett mekaniskt stopp. Om av något skäl - exempelvis om icke det erforderliga spelrummet kunnat vidmakthållas mellan bränsleaggregaten - reglerstavarna icke sjunker tillbaka, förklaras de vara ur funktion. Sedan så skett måste reglerstavarna införas helt. Detta införande sker med stor kraft från reglerstavdrivanordningarna. Följaktligen är det praktiskt taget okänt, att 503 333 reglerstavinföring icke sker. Till dess det sker en om- laddning och reglerstavarna kan repareras utgör den helt införda reglerstaven en källa till energiförlust, som är oundviklig för reaktorn. Givetvis kräver ett klokt driftssätt att en sådan energiförlust undvikes.
Det har befunnits, att med avseende på omladdningen av kärnreaktorer av D-fackverkstyp alstrar shimning av de individuella bränsleaggregaten till och mot den för- storade mellanrumsvolymen av korsformigt tvärsnitt, som användes för reglerstavsutslaget, oväntade utökningar av möjliga anrikningar av kärnbränsleaggregaten. Denna upptäckt suppleras av den visade bränslekonstruktionen; Det har befunnits, att förskjutningar om 14,48 mm av varje kärnbränsleaggregat diagonalt mot reglerstav- volymerna av korsformigt tvärsnitt möjliggör anrikning, som ger så mycket som 2,0% livslängdsförlängning för ett bränsleaggregat. Sammantaget över hela en typisk' D-fackverksreaktor med 764 särskilda kärnbränsleaggregat erhålles avsevärda besparingar. Om man exempelvis antager en förändring av 1,5% i anrikning, innebär en livslängds- förlängning av 2% för ett bränsleaggregat ungefär 4000 US$ besparing för ifrågavarande bränsleaggregat.
Tillsammans kan bränsleaggregatsbesparingarna för en hel reaktor uppgå till 3.000.000 US$ för fullständig om- laddning av en reaktor med begagnande av den förskjutna kanalen enligt föreliggande uppfinning.
Det har vidare befunnits, att förflyttning av bränsle- aggregaten mot varandra och effektiv inkräktning på den tolerans, som hittills utnyttjats för reglerstavarna, minskar problemet med bränslekanalkrökningen. Närmare bestämt minskas olikformigheterna i de snabba neutroner- nas flöde för bränslekanalerna. Det är känt, att flödet av snabba neutroner över en bränslekanal leder till metallurgisk förlängning av kanalen. Det har fastställts, att man genom att föra bränsleaggregaten närmare var- 7 503 333 andra kan minska snabbflödesgradienterna över kanalerna. Då snabbflödesgradienterna minskas, minskas likaledes kanalens tendens att kröka sig - dvs att växa under neutronbombardemang i större grad på den ena sidan än på den andra. Sålunda har det här beskrivna bränsleaggregatet den ganska överraskande tenden- sen att minska bränsleaggregatets krökning.
Reglerstavens krökning är självkatalytisk. Ju mer kanalerna kröker sig desto större blir gradienten över den krökta kana- len. Ju större gradienten är desto snabbare sker krökningen.
Det är sålunda tydligt, att minimeringen av initialkrökningen är av kritisk betydelse.
För en kokarvattenreaktor av D-fackverkstyp beskrives nedan en förbättrad apparat och ett förbättrat sätt för montering av ett kärnbränsleaggregat. Närmare bestämt är D-fackverkskärnbränsle- aggregatet diagonalt förskjutet upptill och diagonalt förskju- tet nedtill till och mot de ett kors bildande reglerstavs- mellanrummen. Förskjutningen vid kärnbränsleaggregatets nedre ände sker medelst en excentriskt centrerad nedre förankrings- plåt och fluidinlopp för passning till härdplattan vid aggrega- tets nedre ände. Förskjutningen vid kärnbränsleaggregatets övre ände sker medelst shimmar i närheten av kanalens övre ände vid de övre styrningarna samt en förändrad kanalklämma. Det visade kanalaggregatet kan installeras under omladdningscykler, varvid en förskjuten kanal ersätter tidigare kända konventionella D-fackverkskanaler. Ersättning av en eller flera förskjutna kanaler sker vid varje omladdningscykel i en grupp om fyra kanaler. Följaktligen erhålles slutligen med maximalt fyra om- laddningscykler en komplett installering av de förskjutna kana- lerna. Allteftersom ersättningen sker erhålles ett förbättrat utbyte av varje bränslekanalaggregat, vilket möjliggör en slut- lig ökning av aggregatets livslängd av 2,0% med därav följande besparingar.
Ett ändamål med föreliggande uppfinning är att erbjuda en modi- fikation av bränsleaggregatet i en kärnreaktor så att det, då det placeras i en D-fackverksreaktor, modifierar denna reaktor. 503 333 Detta ändamål uppfylles av bränsleaggregatet enligt krav 1. ordningen 1,02 mm och är monterade på två kanalsidoväggar mot kärnbränslekanalens ena ytterhörn. En kanalklämma och distans- vårta av reducerad dimension håller isär bränsleaggregaten för bildande av den erforderliga korsformiga reglerstavmellanrums- volymen. Ett förskjutet förankringsplattsinloppsdon är monterat nedtill i en kärnbränslekanal. Detta förskjutna förankrings- plattsinloppsdon är förskjutet till och mot det hörn av kärn- bränsleaggregatet, som är försett med shimmarna. Ett kärn- bränsleaggregat erhålles, vilket, då det är placerat på det härden understödjande gjutstycket vid det förskjutna förank- ringsplattsinloppsdonet och hålles vid toppstyrningen av de installerade shimmarna, belastas till och mot de ett kors bildande mellanrummen för reglerstaven.
En huvudfördel med uppfinningen är att den ger en omformning av reaktorhärden ett stycke i sänder, vilket sker vid omladdning.
Inga större ändringar av härden erfordras. Exempelvis ändras icke eller modifieras reaktorkomponenter såsom den övre styr- ningen och härdstödgjutstyckena. 503 333 En fördel med det visade kärnbränslekanalaggregatet är, att det icke utgör en förstoring eller modifikation av de ursprungligen konstruerade D-fackverkskärnbränsle- kanalaggregaten. Det innebär endast en förskjutning av de för D-fackverkskärnreaktorn ursprungligen konstrue- rade aggregaten. Följaktligen vidmakthålles den nöd- vändiga jämvikten hos fluidströmmar och volymer i kärnbränslekanalen och fluidströmmar och volymer utan- för kärnbränslekanalen.
Ytterligare en fördel med uppfinningen är dess använd- ning med avseende på omladdningen och omladdningscyklerna.
Enligt denna aspekt av uppfinningen införes kärnbränsle- kanalaggregat med den här beskrivna förskjutningsappara- ten ett åt gången under varje bränsle-"cykel". Vid en sådan bränslecykel är det vanligt att ersätta antingen ett av fyra eller två av fyra kärnbränslekanalaggregat, vilka aggregat är samlade kring en reglerstav. Omladd- ningscyklerna, som i typfallet sker med aderton månaders intervall, möjliggör placering i följd av de modifierade kärnbränslekanalerna med sin bränslebesparande förskjut- ning.
En ytterligare och oväntad fördel är att genom inkräkt- ning på den ursprungligen erforderliga reglerstavtole- 'ransen det med bränslekanalkrökningen förbundna problemet förminskas. Följaktligen förminskas ytterligare bränsle- ineffektivitet till följd av kanalkrökning.
Uppfinningen förklaras närmare i det följande med hän- visning till bifogade ritningar.
Fig. 1 är en schematisk planvy av en tidigare känd D-fack- verkskärnreaktor och visar tvâ fullständiga grupper av fyra intill varandra varande kärnbränsleaggregat, varvid _ varje grupp om fyra bildar en mellanrumsvolym av kors- formigt tvärsnitt, varvid en reglerstav visas i ett del- 503 333 vis infört läge för moderering av reaktionen i bränsle- aggregaten, Fig. 2 är en perspektivvy av det förbättrade bränsle- kanalaggregatet enligt föreliggande uppfinning och visar övre shimmar i närheten av den övre styrningen för förskjutning av kanalens övre ände diagonalt till och mot den i tvärsnitt korsformiga mellanrumsvolym, som utnyttjas av reglerstaven, och en excentrisk in- loppsförankringsplât för förskjutning av kanalen nedtill diagonalt till och mot den i tvärsnitt korsformiga mel- lanrumsvolym, som utnyttjas för reglerstaven, Fig. 3 visar ett snitt i planet 3-3 i fig. 2 och belyser den excentriska konstruktionen av förankringsplâtsinlopps- donet för förskjutning av nedre änden av bränslekanal- aggregatet vid härdplattan till och mot den korsformigt tvärsnitt uppvisande me1lanrumsreglerstavvolymen, Fig. 4A-4D är en serie figurer, som belyser införingen i följd av de förbättrade bränslekanalerna enligt upp- finningen för realisering av ökat utbyte från de för- skjutna kärnbränslekanalerna, och Fig. 5 är en grafisk representation av det förbättrade utbyte, som erhålles genom den förbättrade anrikning, som kan tolereras av de förskjutna kärnbränsleaggregaten enligt uppfinningen.
Fig. 1 är en planvy av en reaktor i närheten av en övre styrning G. Här visas endast en liten del av en reaktors övre styrning, och tolv bränsleaggregat visas.
Den övre styrningen G är horisontellt anordnad. Den inne- fattar i en riktning parallella plattor 14, 16 och 18.
Dessa plattor sträcker sig in i ritningsplanet och bildar de övre sidostöttorna för bränsleaggregaten. 503 333 11 De parallella plattorna 14, 16 och 18 skäres ortogonalt av parallella plattor 24, 26. Andra parallella plattor visas icke, och endast en liten del av reaktorn vid den övre styrningen visas. Dessa plattor sträcker sig även- ledes in i planet för ritningen och bildar de övre sidostöttorna för bränsleaggregaten. Plattorna 14, 16, 18 och 24, 26 skär varandra i typfallet ortogonalt med mot varandra vända spår, så att en galler- eller "ägglåde"-konstruktion bildas.
Med hänvisning lokalt till den kvadratiska gallerkon- struktion, som bildas av plattorna 14, 24, 16 och 26, kan ett typiskt D-fackverksbränsleaggregat ses. Det er- inras om att den visade konstruktionen är belägen vid bränslekanalaggregatens övre ände.
Innanför plattorna 14, 24, 16, 26 är den övre änden av fyra bränsleaggregat A1, A2, A3 och A4 belägen. Vart och ett av dessa aggregat innefattar en omslutande kanal , och i desamma finnes en uppsättning vertikalt förlö- pande rörformiga beklädnader. Dessa rörformiga beklädna- der är pluggade vid bäda ändarna och innesluter det klyvbara materialet i rörformiga beklädnader.
Varje bränsleaggregat A1-A4 innefattar respektive bränsle- kanaler 30. Kanalerna 30 begränsas på utsidan av fack- verkselementen 14, 24, 16 och 26 och är sammanklämda vid de övre inre intillvarande hörnen med konventionella kanalklämmor 36. Kanalklämmorna 36 är fjäderbelastade och håller kärnbränsleaggregatens kanaler 30 från var- andra i det erforderliga D-fackverksförhållandet. Det erforderliga korsformiga mellanrumsutrymmet för regler- sidan 40 bibehâlles.
Kärnreaktionen måste regleras. Av detta skäl införes reglerstavar 40, som i typfallet är korsformiga, i samt föres ut ur reaktorn, så att den önskade regleringen er- 503 333 12 hålles.
Man ser, att intill bränsleaggregaten A3 och A4 finnes bränsleaggregaten A5 och A6. Det är skillnaden i rums- lig separation mellan bränsleaggregaten A3 och A4 å den ena sidan och A3 och A6 å den andra sidan, som ger den s.k. D-fackverkskärnreaktorhärden dess särskilda form och egenskaper.
För att ge gott om utrymme (faktisk dimension plus tolerans) för att reglerstaven 40 skall kunna införas i mellanrummen mellan intill varandra varande bränsle- aggregat A1, A2, A3 och A4 har från början ett relativt brett gap anordnats mellan respektive bränslekanaler 30.
Detta gap är konventionellt 19,050 mm.
Där en skena 14, 16, 18, 24, 26 etc. förekommer mellan två intill varandra varande bränsleaggregat (såsom för bränsleaggregaten A3, A6) erfordras icke ett så stort gap. I stället göres gapet smalare. Detta gap är konven- tionellt 9,499 mm. härdcellerna och deras i dessa inneslutna bränsleaggregat.
Breda gap finnes, där reglerstavar förekommer, och smala gap där reglerstavar icke förekommer.
Ungefär 3,7 m under den övre styrningen finnes en härd- platta 17 med ett härdunderstödjande gjutstycke. Härd- plattan 17 utgör stödkonstruktionen för bränsleaggregatens A nedre ände. Då D-fackverkskärnreaktorer konstruerades, genomborrades härdplattan med ett enda hål, som penetre- ras av reglerstaven och erbjuder stöd för härdstödgjut- stycket samt tillåter att vatten strömmar in genom härd- stödgjutstycket till reglerstavens nedre förankringsplåts inloppsdon. Då såväl härdplattan 17 som kärnstödgjut- stycket är välkända diskuteras de icke ytterligare här. 503 333 13 Den nedre bränsleaggregatsförankringsplåten har tre funk- tioner. För det första understödjer förankringsplåten vikten av bränsleaggregaten A1-A4. För det andra till- låter det inre av öppningarna 51-54 att vatten införes i vart och ett av bränsleaggregaten A1-A4. Sålunda alstras ånga. För det tredje tillåter ett litet hål i den nedre förankringsplåten att vatten strömmar in i kärnbränsleaggregatens mellanrum. Detta vattenflöde är betydelsefullt för korrekt moderering av kärnreaktionen utanför intillvarande bränsleaggregat.
Det är uppenbarligen mycket svårt att modifiera sådana reaktorers inre konstruktioner. Förutom att de är radio- aktiva gör lägena för delarnas stödytor och deras vikt att det icke är möjligt att ändra desamma. Följakt- ligen kan icke härdplattan, härdstödgjutstyckena och den övre styrningen ersättas för erhållande av den genom uppfinningen åstadkomna effektivitetsförändringen.
Samtidigt utbytes bränsleaggregaten A1-A4 ofta såsom del av omladdningsprocessen. Närmare bestämt och exempelvis kan sådant utbyte ske vid tre månaders omladdnings- "cykler" med en mellanliggande 18 månaders arbetsperiod.
Fyra sådana omladdnings-"cykler" kan i typfallet inne- fatta utbyte av för det första bränsleaggregatet A1, för det andra bränsleaggregatet A3, för det tredje bränsleaggregatet A2 och slutligen för det fjärde bränsle- aggregatet A4. Vid slutet av en två års recirkulerings- period har sålunda samtliga bränsleaggregat bytts.
Sedan denna erforderliga bakgrund givits skall nu upp- finningen förklaras.
För det första kommer bränslekanaländen att diskuteras med hänvisning till fig. 2. Därefter och med avseende på fig. 3 skall förankringsplåten, som passar i öppning- arna 51-54, beskrivas. Det kommer att visas, att dessa 503 333 14 kanaler och förankringsplâtar förskjuter bränsleaggrega- ten till och mot reglerstavarna.
För det andra och med avseende på fig. 4A-4C skall den stegvis försiggâende ersättningen av de äldre aggregaten med de modifierade kärnaggregaten belysas. Det kommer att visas, att användningen av uppfinningen lätt kan in- passas i den konventionella bränslecykelomladdningen.
Fig. 2 visar ett kärnbränsleaggregat A1. Detta kärn- bränsleaggregat har en nedre inloppsförankringsplât 60 (beskriven mer speciellt med hänvisning till fig. 3) och en bränslekanal 30 av rektangulärt tvärsnitt. Kärnbränsle- aggregatet visas liggande på sidan.
Vid kanalens 30 väggar 62, 64 och vid kanalens övre ände är shimmar 66, 68 placerade. Dessa shimmar 66, 68 ligger i nivå med kokarvattenreaktorns övre styrning G och bringar bränsleaggregatets A1 övre ände att vara förskju- ten diagonalt och bort från väggen 62, 64. Företrädesvis är shimmarna avsmalnande vid sin nedre ände för förhind- rande av mekanisk beröring med den övre styrningen G under insänkning genom den övre styrningen G och på härdplattan.
I typfallet är shimmarna från 0,508 till2,54 mm tjocka.
Lämpligen är tjockleken 1,02 mm.
Med hänvisning till fig. 1 är shimmarna 66, 68 belägna mittför den övre styrningen G. Bränslekanalaggregatet förflyttas diagonalt till och mot respektive regler- stavar 40 vid den övre delen.
Samtidigt är inloppsförankringsplåten av excentrisk kon- struktion. Detta framgår bäst av fig. 3.
Med hänvisning till fig. 3 innefattar inloppsförankrings- 503 333 plåten 60 en konisk yta 70 med ett kort cylindriskt ut- skott 72. Det cylindriska utskottet 72 är öppet vid 74 och försett med tre symmetriska bryggelement 75, 76, 77, som alla förenas vid 78.
Med iakttagande av de diagonala centrumlinjerna 80 och 81 kan nosdelens 60 excentriska konstruktion ses. När- mare bestämt är det cylindriska utskottet 72 excentriskt.
Det är excentriskt med avseende på skärningen mellan centrumlinjerna 80, 81. Närmare bestämt har en förskjut- ning av inloppsförankringsplåtens 60 centrum utförts längs centrumlinjen 81 till och mot kanalväggarna 62, 64.
Den visade excentriska konstruktionen tillåter ett antal utföringsformer. Exempelvis kan hela gjutstycket gjutas excentriskt såsom visas i fig. 3. Alternativt kan gjut- stycket gjutas koncentriskt och maskinbearbetas till excentricitet.
För planvyn i fig. 3 tänkes betraktandet ske nedåt längs respektive kanalväggar. Följaktligen ses respektive shimmar 66, 68 vid bränsleaggregatets bortre ände. Det erinras om, att shimmarna 66, 68 slutligen kommer att ligga mot den övre styrningen G för åstadkommande av förskjutning.
Sedan nu konstruktionen av både inloppsförankringsplåten 60 och shimmarna 66, 68 förklarats kan förskjutningen lätt förstås. Närmare bestämt förskjuter inloppsförank- ringsplâten 60 bränslekanalen nedtill i pilens 90 rikt- ning. På liknande sätt förskjuter shimmarna 66 och 68 bränsleaggregatens övre ändar i pilens 90 riktning.
Följaktligen erhålles en lika stor vertikal och diagonal förskjutning av kärnbränslekanalaggregatet till och mot de ett kors bildande reglerstavmellanrummen. 503 333 16 Då det nu är klart att det förbättrade bränsleaggregatet A1, som visas i fig. 2, utgör föreliggande uppfinnings förbättrade föremål, kan nu uppmärksamheten riktas mot serien av figurer 4A, 4B, 4C och 4D.
Fig. 4A visar en klunga av fyra bränsleaggregat. Denna klunga är identiskt lik bränsleaggregaten A1, A2, A3 och A4. Identiteten har ett undantag. Närmare bestämt har i fig. 4A och vid slutet av ett första bränsle- omlopp det förbättrade kärnbränsleaggregatet A1' enligt föreliggande uppfinning ersatt kärnbränsleaggregatet A1.
Tre bränsleaggregat enligt tidigare teknik och det första modifierade bränsleaggregatet enligt föreliggande upp- finning är då installerade i en reaktor i gruppen om fyra.
Med hänvisning till fig. 4B visas två förbättrade bränsle- aggregat A1', A3' installerade. Dessa bränsleaggregat installeras i typfallet diagonalt motstående varandra under en omladdningscykel. I vyn i fig. 4B återstår tvâ konventionella bränsleaggregat A2 och A4.
I fig. 4C har ett tredje bränsleaggregat A2' ersatt bränsleaggregatet A2.
'Slutligen har i fig. 4D fullständigt utbyte skett, och gruppen av fyra aggregat utgöres av kärnbränsleaggre- gaten A1'-A4'.
Utbytet enligt serien figurer 4A-4D sker vanligen över fyra omladdnings-"cykler" och kan erfordra så lång tid som sex âr.
Det är av vikt att notera, att den totala vattenström- ningstvärsnittsarean inuti respektive bränsleaggregat och den totala vattenströmningstvärsnittsarean utanför bränsleaggregaten förblir oförändrad i fig. 4A, 4B, 4C 503 333 17 och 4D. Härigenom kan reaktorn drivas med identiskt lika vattenvolymer och strömningstakter under de fyra bränsle- cykler, som leder till fullständigt kanalutbyte.
Det torde vara klart att i samband med föreliggande uppfinning är dimensionerna betydelsefulla. Närmare bestämt är 19,050 mm det ursprungliga spelrummet i en D-fackverksreaktor mellan intill varandra varande bränsleaggregat vid de ett kors bildande reglerstav- mellanrummen. En reglerstav av en bredd av 7,925 mm gör utslag in i denna dimension. Om ett bränsleaggre- gat betraktas, har ett spelrum av 9,525 mm (hälften av det totala spelrummet bränsleaggregat till bränsleaggre- gat) ett 3,962 mm reglerstavsblad (halva bladet), vilket ger ett teoretiskt fritt utrymme av 3,023 mm mellan bränsleaggregatet och ett exakt centrerat reglerblad.
Enligt uppfinningen förskjutes bränsleaggregatet till och mot detta utrymme med 1,016 mm. Härigenom erhålles ett fritt utrymme av 2,007 mm (3,023-1,016 mm).
Sedan utbyte skett med det förskjutna bränsleaggregatet enligt föreliggande uppfinning, är gapet mellan två in- till varandra varande bränsleaggregat över reglerstaven 17,018 mm (från det ursprungliga värdet 19,050 mm).
Gapet mellan två intill varandra varande bränsleagçregat utan någon reglerstav mellan dem uppgår till 12,039 mm (ökning från det ursprungliga värdet 9,499 mm).
Om en D-fackverksreaktors dimensioner skulle minskas med 2,388 mm, skulle D-fackverksreaktorn bli en C-fack- verksreaktor. Det är tydligt, att om förskjutningen ligger i området 1,016 mm, den här visade föredragna utföringsformen, kan en effektivitet, som ligger nära C-fackverksreaktorns, uppnås.
Det torde inses, att mycket av den här angivna effekti- 503 333 18 viteten skulle kunna förverkligas genom förskjutning av så få som två av de fyra kanaler, som är anordnade i en ursprunglig cell. Om exempelvis två kanaler för- skjutes, var och en med 2,032 mm, skulle det uppkomna spelrummet mellan intill varandra varande bränsle- aggregat vara detsamma. Företrädesvis förskjutes alla kanaler lika, så att centreringen av reglerstaven kvar- står.
De här med föreliggande uppfinning angivna resultaten skulle mycket väl kunna nås genom förskjutning av ett bränsleaggregat så mycket som 2,540 mm. Detta skulle vara den yttre gränsen för acceptabel bränsleaggregats- förskjutning.
Då nu varje bränsleaggregat är förskjutet 1,016 mm mot den korsformiga reglerstavsmellanrumsvolymen, är det tydligt, att den diagonala förskjutningen uppgår till 1,422 mm med ersättandet med den förskjutna kanalen.
Såsom tidigare framhållits har det befunnits, att för- skjutningen av kärnbränsleaggregaten mot varandra har en oväntad följd. Närmare bestämt minskas problemet med att kanalerna kröker sig. Denna krökningsminskning sker på grund av att snabbflödesgradienten - dvs. de snabba neutronernas täthetsgradient - är förminskad. Sålunda minskas likaledes tendensen för en svårt krökt kanal att alstra ytterligare neutronineffektiviteter.
Fig. 5 visar grafiskt det förbättrade totala utbytet.
Närmare bestämt och då fullständigt kärnbränslekanal- utbyte sker, närmar sig såsom kan konstateras reaktivi- tetsändringen snabbt en C-fackverksreaktors prestanda.

Claims (3)

W 503 333 Patentkrav
1. Bränsleaggregat för kärnreaktor med en härd eller kärna med separat utbytbara identiska bränsleaggregat (A,, A2, A9, A4) som är understödda på en nedre härdplatta (17) och hålles vid ett övre styrfackverk (G) vertikalt parallellt med varandra, varvid varje bränsleaggregat innesluter en nedre för- ankringsplåt (60) för understöd av härdplattan, en övre för- ankringsplåt, ett flertal bränslestavar mellan den övre och den nedre förankringsplâten samt en kvadratisk kanal (30), som om- ger den nedre förankringsplåten (60), bränslestavarna och den övre förankringsplåten, varvid i härden en första grupp om fyra bränsleaggregat (A1, A2, AM A4) är monterade intill varandra och hålles av fjädrar på av- stånd från varandra, för att vid sina motstående kanaler (30) bilda första mellanutrymmen, vilka tillsammans mellan sagda kanaler lämnar ett korsformigt mellanrum (32) som är anordnat för en komplementärt utbildad korsformig reglerstav (40) för införing i och utdragning ur det korsformade mellanrummet, vilket är bildat av de första mellanutrymmena mellan sagda fyra bränsleaggregat, och att i härden en andra grupp bränsleaggregat (Au A$...) finnes, vilka direkt omger de första fyra bränsleaggregaten, varvid dessa bränsleaggregat i den andra gruppen bildar andra mellan- utrymmen omkring den första gruppen bränsleaggregat, vilka mellanutrymmen är mindre än de första mellanutrymmena, och var- vid i de andra mellanutrymmena ingen reglerstav skall införas, k ä n n e t e c k n a t av ett bränsleaggregat (AU, Aq', A3' eller A4') för bränsleutbyte i den första gruppen bränsleaggregat, vilket bränsleaggregat är utbildat i det närmaste identiskt med bränsleaggregaten i den första gruppen och uppvisar dessutom åtminstone en första och en andra icke elastisk plåt resp. shimelement (66, 68) på bränsleaggregatets yttersida intill det övre styrfackverket (G) för kontakt med detta för förskjutning av bränsleaggregaten mot fjäderförspänningen i riktning mot mellanrumsvolymen (32) med korsformigt tvärsnitt för styrstaven 503 333 2° och en nedre förankringsplåt (60), som uppvisar ett excentriskt utskott, för förskjutning av bränsleaggregatets nedre del i riktning mot den korsformade mellanrumsvolymen (32) för regler- staven, varigenom bränsleaggregatets överdel och bottendel är förskjutna i riktning mot mellanrumsvolymen med korsformigt tvärsnitt för reglerstaven, utan att reaktorn är förändrad på annat sätt.
2. Bränsleaggregat enligt krav 1, k ä n n e t e c k - n a t av att bränslekanalens (30) förskjutning icke över- skrider 2,5 mm.
3. Bränsleaggregat enligt krav 1, k ä n n e t e c k - n a t av att bränslekanalens (30) förskjutning uppgår till ca 1 mm.
SE8801432A 1987-05-15 1988-04-18 Bränsleaggregat för kärnreaktor SE503333C2 (sv)

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US07/049,897 US4767595A (en) 1987-05-15 1987-05-15 Repositioned fuel assembly

Publications (3)

Publication Number Publication Date
SE8801432D0 SE8801432D0 (sv) 1988-04-18
SE8801432L SE8801432L (sv) 1988-11-16
SE503333C2 true SE503333C2 (sv) 1996-05-28

Family

ID=21962323

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
SE8801432A SE503333C2 (sv) 1987-05-15 1988-04-18 Bränsleaggregat för kärnreaktor

Country Status (7)

Country Link
US (1) US4767595A (sv)
JP (1) JPH0631749B2 (sv)
CH (1) CH675319A5 (sv)
DE (1) DE3816277A1 (sv)
ES (1) ES2006942A6 (sv)
IT (1) IT1217568B (sv)
SE (1) SE503333C2 (sv)

Families Citing this family (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
EP0423382B1 (de) * 1989-10-16 1994-07-27 Siemens Aktiengesellschaft Kernreaktorbrennelement
JPH0816709B2 (ja) * 1990-05-25 1996-02-21 株式会社日立製作所 燃料集合体,チヤンネルボツクス,チヤンネルボツクスの製造方法及び原子炉の炉心
US5143690A (en) * 1990-07-10 1992-09-01 General Electric Company Fuel-assembly inversion for dual-phase nuclear reactors
US5406604A (en) * 1993-11-18 1995-04-11 General Electric Company Two part tie plate adapted to D & C lattice
US5787141A (en) * 1997-05-19 1998-07-28 General Electric Company Lower tie plate optimized for reduced pressure drop
JP3788045B2 (ja) 1998-07-01 2006-06-21 株式会社日立製作所 燃料集合体
JP3977532B2 (ja) * 1998-12-24 2007-09-19 株式会社日立製作所 燃料集合体、原子炉の炉心及びチャンネルボックス
US6813327B1 (en) * 2000-10-19 2004-11-02 General Electric Company Core support for an F-lattice core of a boiling water nuclear reactor
US20040096026A1 (en) * 2002-11-18 2004-05-20 Hwang Choe Apparatus and methods for optimizing reactor core coolant flow distributions
US7702060B2 (en) * 2006-10-20 2010-04-20 Global Nuclear Fuel - Americas, L.L.C. Expanded nuclear fuel channel
US7848476B2 (en) * 2007-08-29 2010-12-07 Global Nuclear Fuel - Americas, Llc Channel seating tool for nuclear fuel assembly and method for seating channel on the assembly
EP3607559B1 (en) 2017-03-21 2022-03-02 SMR Inventec, LLC Optimized nuclear fuel core design for a small modular reactor

Family Cites Families (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
NL258512A (sv) * 1959-12-11
US3122484A (en) * 1960-04-18 1964-02-25 Haig P Iskenderian Reactor having fuel element coated with burnable poison
US3101309A (en) * 1962-01-25 1963-08-20 Edward F Groh Fastener for an assembly of plates
US3338791A (en) * 1965-06-07 1967-08-29 Gen Electric Reactor device
US3853701A (en) * 1970-02-23 1974-12-10 Tokyo Shibaura Electric Co Nuclear reactor core assembly
JPS4932556Y1 (sv) * 1970-06-30 1974-09-03
JPS549279B2 (sv) * 1972-07-12 1979-04-23
DE2656441C2 (de) * 1976-12-14 1986-10-16 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe Distanzpflaster zur gegenseitigen Abstützung hexagonaler Brennelementkästen eines schnellen, natriumgekühlten Brutreaktors
JPS53148690A (en) * 1977-06-01 1978-12-25 Toshiba Corp Fuel assembly
DE3044570A1 (de) * 1980-07-21 1982-07-08 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Stuetzteil - insbesondere fuer ein verfahren zum be- und/oder entladen eines kernreaktors
US4448745A (en) * 1982-04-05 1984-05-15 Combustion Engineering, Inc. Lateral support for nuclear fuel assemblies
US4560532A (en) * 1982-04-15 1985-12-24 Westinghouse Electric Corp. Nuclear fuel assembly

Also Published As

Publication number Publication date
DE3816277A1 (de) 1988-12-01
CH675319A5 (sv) 1990-09-14
IT8820543A0 (it) 1988-05-12
IT1217568B (it) 1990-03-30
JPS63305289A (ja) 1988-12-13
US4767595A (en) 1988-08-30
DE3816277C2 (sv) 1990-05-10
SE8801432L (sv) 1988-11-16
SE8801432D0 (sv) 1988-04-18
JPH0631749B2 (ja) 1994-04-27
ES2006942A6 (es) 1989-05-16

Similar Documents

Publication Publication Date Title
SE503333C2 (sv) Bränsleaggregat för kärnreaktor
GB1133177A (en) Fuel assembly for nuclear reactors
US5625657A (en) Method of repairing a nuclear fuel rod assembly with damaged fuel rod and a damaged spacer
US5128097A (en) Reactor core, fuel assembly and fuel spacer
SE450177B (sv) Kernbrenslepatron
CN111048221A (zh) 精确获得快中子反应堆瞬态过程中反应性反馈变化的方法
US4631165A (en) Boiling water reactor control rod
US3951739A (en) Positioning and locking device for fuel pin to grid attachment
EP2839481B1 (en) Lower end fitting locating pins
US7397884B2 (en) Aligning device for fuel elements of a pressurized water reactor
WO2023070888A1 (zh) 燃料模块及其应用
FI87846C (sv) Bränslearrangemang
RU2546662C1 (ru) Способ обеспечения гарантированной подкритичности активной зоны быстрого реактора в условиях неопределенности ее нейтронно-физических характеристик
US20070002998A1 (en) Method for operating a nuclear reactor
US3781190A (en) Gas cooled nuclear reactors
US3061532A (en) Piles of nuclear reactor elements and in particular of moderator material elements
JPH09292482A (ja) 沸騰水型原子炉
JPS6382392A (ja) 原子炉
Burgess et al. Nuclear reactor composite fuel assembly
Metha et al. Design aspects of metallic fuel for research reactors and ceramic fuel for boiling water reactors
JPH11109073A (ja) 沸騰水型原子炉用燃料集合体
WO2022146159A1 (ru) Пружинный фиксатор топливного столба твэлов
WO2023034173A1 (en) Multi-zone fuel element
SE188362C1 (sv)
CN1836291A (zh) 用于核反应堆的燃料组件

Legal Events

Date Code Title Description
NUG Patent has lapsed