TR201719340T2 - Nükleer reaktörün yakit demeti̇ donanimi - Google Patents
Nükleer reaktörün yakit demeti̇ donanimi Download PDFInfo
- Publication number
- TR201719340T2 TR201719340T2 TR2017/19340T TR201719340T TR201719340T2 TR 201719340 T2 TR201719340 T2 TR 201719340T2 TR 2017/19340 T TR2017/19340 T TR 2017/19340T TR 201719340 T TR201719340 T TR 201719340T TR 201719340 T2 TR201719340 T2 TR 201719340T2
- Authority
- TR
- Turkey
- Prior art keywords
- fuel
- nuclear reactor
- nuclear
- fuel assembly
- reactor
- Prior art date
Links
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 title abstract description 4
- 239000000446 fuel Substances 0.000 claims abstract description 28
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 claims 1
- 238000005259 measurement Methods 0.000 abstract description 3
- 230000000712 assembly Effects 0.000 abstract description 2
- 238000000429 assembly Methods 0.000 abstract description 2
- 125000006850 spacer group Chemical group 0.000 abstract 3
- 239000000523 sample Substances 0.000 description 6
- 239000006096 absorbing agent Substances 0.000 description 3
- 239000002826 coolant Substances 0.000 description 1
- 230000018044 dehydration Effects 0.000 description 1
- 238000006297 dehydration reaction Methods 0.000 description 1
- 230000008030 elimination Effects 0.000 description 1
- 238000003379 elimination reaction Methods 0.000 description 1
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 1
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 1
- 239000003507 refrigerant Substances 0.000 description 1
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Bu buluş, nükleer enerji mühendisliği ile ilgilidir. Buluşun teknik sonucu, reaktör içi detektör donanımının kılavuz kanalına monte edilmiş olup, yakıt demeti çıkışındaki ortalama sıcaklık göstergelerinin güvenirliğini arttırıp nükleer yakıtının işletme emniyetini yükselten bir yakıt demeti tasarımının imalatıdır. Nükleer reaktörün yakıt demetlerinin kılavuz kanallarından en az bir tanesi perforasyonludur. Kılavuz kanalındaki perforasyon hem üst ızgara desteğinin üzerinde hem de üst ızgara desteğinin üstünde ve iki üst ızgara desteğinin arasında gerçekleştirilebilir.
Description
TARIFNAME
NÜKLEER REAKTÖRÜN YAKIT DEMETI DONANIMI
Bu bulus, nükleer enerji mühendisligi, yani, nükleer reaktörlerin yakit montajlari ile ilgilidir.
Birbiriyle kilavuz kanallar araciligiyla baglantili uç ve sapayi, dipten saplanmali ölçüm
sondali ölçüm kanali ve haraketli traverse asili emici çubuklari içeren nükleer reaktör yakit
demetleri bilinmektedir. (Nükleer Enerji Teknolojisi El Kitabi / Ingilizceden çevirenler F.
Ran, A. Adamantiades, J. Kenton, C. Brown, V.A. Legasova. - Moskova:
yerlestirilmis yakit çubuklari arsinda monte edilmekte olup, ölçüm kanali yakit demetlerinin
enine kesitinin merkezinde yerlestirilmis bulunmaktadir.
Ölçüm tesisatlari, bu tasarimdaki yakit demetlerine reaktör kabugunun dibinde bulunan
açikliklardan monte edilir. Bu açikliklar reaktör kabugunun mukavemetini ve çekirdeginin
dehidrasyonunu önlemek amaciyla takilan contalarin sizdirmazligini azaltir; nihai olarak
nükleer reaktörün güvenligi azalir.
Bu bulusun en yakin muadili (prototipi), yanal ölçüm kanalli yakit demetleridir (12.03.1998
tarih ve 2152089 no'lu bulusun Rusya Federasyonu patenti).
Bu yakit demetlerinin ölçüm kanali, emici çubuklar traversi konsollarinin çikintilari ile yakit
demetlerinin enine kesiti arasinda yer alir.
Ölçüm kanalinin üstünde, reaktörün iç detektörü görevini yapan ölçüm sondasi için bir
giris vardir. Ölçüm sondasi güç yogunlugunun en yüksek oldugu noktada yerlestirilmis
olup, ölçülen yakit çubuklarinin sicaklik göstergelerinin yakit demetleri sogutucusunun
ortalama sicaklik göstergelerinden yüksek olmasina neden olur..
Bulusun amaci, yakit demetlerinin kilavuz kanalinin hem emici çubuklarin kilavuz kanali
hem de reaktör içi detektör donaniminin kilavuz kanali olarak tasarlanmasidir.
Kilavuz kanalinin bu tasarimi, isletmesel parametrelerin kontrolü bakimindan nükleer
reaktörün çekirdeginde yakit demetlerinin isletme güvenligini artiracaktir.
Belirlenen amaca, izgara destekleri içeren yakit demetleri donaniminin, bulus mucibince,
kilavuz kanallarindan en az birinin üst izgara desteginin üzerinde veya üst izgara
desteginin üstünde ve iki üst izgara desteginin arasinda bulunan kilavuz kanallarindan en
az birini perforasyonlu yapmakla ulasilabilir.
Bu durumda perforasyonlu kilavuz kanal ile baglantisi olan kolet borusunun üst kismi
muflamali olabilir.
Bulusun teknik sonucu, reaktör içi detektör donaniminin kilavuz kanalina monte edilmis
olup, yakit demeti çikisindaki ortalama sicaklik göstergelerinin güvenirligini arttirip nükleer
yakitinin isletme emniyetini yükselten bir yakit demeti tasariminin Imalatidir.
En yakin benzerine kiyasla bu bulusun avantaji reaktör içi detektör donaniminin kilavuz
kanalina monte edilmesini saglayan yakit demetlerinin tasariminda olup, asagidakileri
mümkün kilmaktadir:
- Ölçüm kanali bölgesindeki nötron akisinin heterojenligine yol açan ve ayrica yerlestirilen
- Yakit elemanlar demetinin asimetrisini ortadan kaldirilmasi;
- Kapasitenin yakit çubugu güç limitine kadar arttirilmasi;
- Düsük nötron sizintisi bakimindan daha etkin çekirdek tasariminin kullanilmasi.
Bulusun özü, çizimlerle açiklanmaktadir; burada:
Sekil. 1- Nükleer reaktörün yakit demetleri;
Sekil. 2 - Üst izgara desteginin üzerinde perforasyonlu kilavuz kanal;
Sekil. 3 - Üst izgara desteginin üstünde ve iki üst aralik izgara desteginin arasinda
perforasyonlu kilavuz kanallar;
Sekil. 4 - Üst izgara desteginin üstünde, uç muflamali kolet borulu perforasyonlu kilavuz
Nükleer reaktörün yakit demeti (1) (Sekil 1) kilavuz kanallarindan (3) en az birinde
perforasyon yapilmalidir (5) (Sekil 2). Kilavuz kanalindaki perforasyon hem üst izgara
desteginin üstünde (2) (Sekil 2) hem de üst izgara desteginin (2) üstünde ve iki üst izgara
destegi (2) (Sekil 3) arasinda yapilabilir.
Kilavuz kanalinin deliklerinin yakit kolonunun üst sinirinin üzerinde, üst izgara destegi
seviyesinden yüksekte açilmasi, yakit çubuklarindan sicak sogutucunun numunesinin
alinma ve sogutucunun akisina göre ileride yer alan reaktör içi detektör donanimi isil
çiftine yönlendirme olanagi saglar.
Perforasyonun iki üst izgara destekleri arasinda bulunmasi kilavuz borusu içinde akan ve
daha soguk olan sogutucunun yakit çubuklarina yönlendirilmesini saglar.
Kolet borusuna (4) kaynakla bagli tipa seklindeki boru muflamasinin uygulanmasi yakit
montaji sirasinda çekirdek içindeki detektörlerin baglantisini kolaylastirir. (Sek. 4).
Perfore edilmis kilavuz kanallarinin ve onlarla birlesen muflamali kolet borularinin
kullanilmasi reaktör içi kontrol sisteminin göstergelerinin daha dogru olmasini saglar ve
yakit demetlerinin kilavuz kanallarinin çekirdek içi ölçümlerde kullanilmasini saglar.
Claims (1)
- ISTEMLER kilavuz kanallarindan en az birinin üst izgara desteginin üzerinde veya üst izgara desteginin üstünde ve iki üst izgara desteginin arasinda bulunan kilavuz kanallarindan en az birinin perforasyonlu olmasidir. Paragraf 1'e göre bir nükleer reaktörün yakit demetinin fark edici özelligi, perforasyonlu kilavuz kanala bagli kolet borusunun üst kisminda bir muflama olusturulmasidir.
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2015107314/07A RU2583842C1 (ru) | 2015-03-03 | 2015-03-03 | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора |
| PCT/RU2016/000257 WO2016140597A2 (ru) | 2015-03-03 | 2016-04-28 | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| TR201719340T2 true TR201719340T2 (tr) | 2018-06-21 |
Family
ID=55960208
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| TR2017/19340T TR201719340T2 (tr) | 2015-03-03 | 2016-04-28 | Nükleer reaktörün yakit demeti̇ donanimi |
Country Status (3)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2583842C1 (tr) |
| TR (1) | TR201719340T2 (tr) |
| WO (1) | WO2016140597A2 (tr) |
Family Cites Families (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US4284475A (en) * | 1979-01-26 | 1981-08-18 | Combustion Engineering, Inc. | Wear sleeve for control rod guide tube |
| RU2079170C1 (ru) * | 1995-05-30 | 1997-05-10 | Акционерное Общество Открытого Типа "Новосибирский завод Химконцентратов" | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора |
| RU2152089C1 (ru) * | 1998-03-12 | 2000-06-27 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора |
| RU2249864C2 (ru) * | 2003-03-04 | 2005-04-10 | Открытое акционерное общество "Новосибирский завод химконцентратов" | Тепловыделяющая сборка ядерного реактора |
| US7668280B2 (en) * | 2006-11-01 | 2010-02-23 | Westinghouse Electric Co Llc | Nuclear fuel assembly |
| US8254516B2 (en) * | 2009-09-22 | 2012-08-28 | Westinghouse Electric Company Llc | Control rod drive outer filter removal tool |
-
2015
- 2015-03-03 RU RU2015107314/07A patent/RU2583842C1/ru active
-
2016
- 2016-04-28 TR TR2017/19340T patent/TR201719340T2/tr unknown
- 2016-04-28 WO PCT/RU2016/000257 patent/WO2016140597A2/ru not_active Ceased
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| WO2016140597A3 (ru) | 2016-11-17 |
| WO2016140597A2 (ru) | 2016-09-09 |
| RU2583842C1 (ru) | 2016-05-10 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Zhang et al. | Experimental investigation on flow and heat transfer characteristics of lead–bismuth eutectic in circular tubes | |
| Chang et al. | Flow distribution and pressure loss in subchannels of a wire-wrapped 37-pin rod bundle for a sodium-cooled fast reactor | |
| Li et al. | Experimental investigation on heat transfer from a heated rod with a helically wrapped wire inside a square vertical channel to water at supercritical pressures | |
| Chang et al. | Experimental study of the flow characteristics in an SFR type 61-pin rod bundle using iso-kinetic sampling method | |
| KR20170030615A (ko) | 열-음향 원자력 분포 측정 조립체 | |
| Yu et al. | Development and validation of boron diffusion model in nuclear reactor core subchannel analysis | |
| EP3979260A1 (en) | Test system for simulating rpv heat exchange characteristics of nuclear power plant, and heating and temperature measuring device | |
| Liu et al. | Experimental investigation on pressure drop of a PWR fuel assembly under low Re conditions | |
| Gu et al. | CFD analysis of thermal–hydraulic behavior of supercritical water in sub-channels | |
| Arai et al. | Development of subchannel void sensor for wide pressure and temperature ranges and its application to boiling flow dynamics in a heated rod bundle | |
| EP3979261A1 (en) | Three-dimensional testing system and three-dimensional testing device for simulating rpv heat transfer characteristics of nuclear power plant | |
| Bak et al. | Experimental investigation of local two-phase parameters in a 4× 4 rod bundle channel under a subcooled boiling flow | |
| TR201719340T2 (tr) | Nükleer reaktörün yakit demeti̇ donanimi | |
| Eboli et al. | Experimental characterization of leak detection systems in HLM pool using LIFUS5/Mod3 facility | |
| Kovalenko et al. | Progress in design development and research activity on LLCB TBM in Russian Federation | |
| Abou-Sena et al. | Development of the IFMIF tritium release test module in the EVEDA phase | |
| Arai et al. | Void fraction distribution in a rod bundle with part-length rods via high-energy X-ray computed tomography | |
| US5255295A (en) | Device for measuring the temperature of the primary coolant of a nuclear reactor, with accelerated internal flow | |
| Litfin et al. | Investigation on heavy liquid metal cooling of ADS fuel pin assemblies | |
| JP5398501B2 (ja) | 原子炉 | |
| Sarchami et al. | Temperature fluctuations inside the CANDU reactor Moderator Test Facility (MTF) | |
| Anghel et al. | Study of post dryout heat transfer in annulus with flow obstacles | |
| Zhu et al. | Local single-phase heat transfer research of natural circulation in narrow rectangular channel | |
| Zhang et al. | Experimental study on flow and heat transfer characteristics of the core rod bundle region in a space gas-cooled microreactor based on similarity analysis method | |
| Vinh et al. | Using PLTEMP4. 2 AND RELAP5/Mod. 3.3 computer codes to analyse thermal-hydraulics parameters of HEU WWR-M2 fuel assembly when locating at the neutron trap of the Dalat Nuclear Research Reactor |