TW198759B - - Google Patents

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    • GPHYSICS
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    • G21C15/02Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
    • 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
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Description

iS67b9 Λ 6n g 經濟部中央樣準局貝工消费合作社印31 五、發明説明(工) 本發明有圔核能反應器,尤其改良冷卻_循瓖的核能反 應器。本發明主要目的在減少停留於反應器底部之姐件的 熱應力。 在自然循環沸水反應器(NCBWR)中,反懕器核心上之煙 囪支持一驅動頭*以改菩轉換反應器核心熱的水對流。在 傅统NCBWR中,水向上流經核心及煙囪,向外至環形降流 管,及徑向向内,及向上至核心内。核心進出口可由靠近 控制桿導苷頂纗的開口及/或直接由通過核心板的下方充 氣空間提供。 NCBWR核心水流通在兩種情況下很低:丨起;及當主 蒸汽隔鐮閥閉合,閫閉流通至冷凝器的蒸汽時的“ ”期間。當水流低時會少許混有較冷的水,由於其較大的 密度,使其沉稹於反應器容器底部,經再循環流通旁路。 此種問腿;由於控制桿驅動的清洗流通使冷水進入容器底 部而更形惡化。 當、反應器齓I增加時,較冷的水可由察器底部迅速旋括 掉。造成容器底部姐件及銲接因熱應力而滅少其壽命。受 **·... 影響的姐件包括控制桿驅動般套,K銲接脚结於貢穿容器 底部的短管,短管本身,及聯结短管與容器底部的銲接。 因此需要一種能將熱懕力減至最少的反應器,最使反應. 底部时mjouLJL少。 根據本發明,反應器提供用以將冷卻劑自反懕器底n 心的通道。通道係由自控制桿導管向下延伸形控制桿 驅動殼套套筒的裙部所界定。在裙部及般套之間為瓖形截 -3- 本紙張尺度边用中B «家標準(CNS)甲4規格(210父297公受) (請先閲讀背面之注意事項再塡寫本頁) 裝· 訂_ » ·' V · · Ψ Τ Μ Λ 6 Β 6 五、發明説明(2 ) 面的冷卻劑通道。通道入(3係在距容器底部25公分Κ内’ Μ 10公分為宜。在沸水反應器的情形.冷卻劑至少有80% 的水進入核心通過這些通道。 裙部可銲接在控制桿驅動管的底部。控制桿等管有底部 開口可讓冷卻劑自通道流入。等管内部的陣壁可隔離自控 制桿流經専管至少8 0 %的冷卻劑。 通道自容器底部附近汲取冷卻劑* 取冷卻水 此可使熱層減至最少,多至最少的沒.规麗速1。故在能量 高峰,即上升15%準位時,底部的熱麻最小。本發明亦改 良強迫循環式沸水反懕器的故動。本發明逭些及其他特點 及優點由以下圃示說明。 第1圖係本發明反懕器的截面。 第2鼸係第1圓反應器控制桿流相》姐件组作的截面。 第3A,3B及3C分別為轚儸第2鼷控制桿驅動殻套,底部 及控制桿驅動殻套的截面。 根據本發明*沸水反應器100包含容器102 ,核心104 ,煙囪106 ,蒸汽分離器108及乾埭器110 。控制桿驅動 經濟部中央櫺準局員工消費合作社印焚 (請先閲讀背面之注意事項再塡寫本頁) (CRD)殻套112延伸通遇容器102底部116的短管114及 支持控制桿等管(CRGTs) 118 °CRGTs 118向上延伸至核 心104底部,使其中之控制葉片能嵌入及自核心104收回 以控制其能1输。出裙部120自CRGTs 118向下延伸K界 定CRD般套112外部的通道122。 核心104係底下沿结合之孔口核口支持片126 Μ核心板 124加以封合,及由一頂等件128在上面封合。這些構造 -4-
本紙張尺度边用中Β 家樣準(CNS)甲4規格(210x297公D Λ 6 U6 經濟部中央標準局貝工消費合作社印51 五、發明説明(3 ) 可支持及有肋於燃料束130的安装,該燃料束130提供在 核心104内產生熱能所需的能量。在四個燃料束姐成一群 之間留有空間,可容維十字形截面的控制桿。控制桿的垂 直移動可調整能量输。 出水134自底下流入通道122 。此種次冷的水在裙部 120及CRD殼套112之間上升至CRGTs 118内,進入核心 104 。核心104内的水經沸騰後產水/蒸汽的混合體,上 升通道核心104及煙囪106 ,如筋頭136示。蒸汽分離器 108有助於分離水及蒸汽及烴由靠近容器102頂部138的 蒸汽出口 137釋出蒸汽。在釋出之前,伴随於蒸汽中的殘 餘水分可乾堞器110予Μ除掉。 利用煙囪106提供之驅動蒸汽頭的力量,將水轉回至下 方的周邊降流管140 。降流管140係徑向位於外側的容器 102側壁142及内側的煙囪106及核心104之間。給水經 由給水入口嘖嘴144及給水哦g器146補充,並在降流管 140中使再循環水冷些。降流管140中的水流入底下的充 氣室至容器底部116 ,旋括可能在底部116附近層化的水 至通道122内。核心板124約在底部116内部取低點上方 3公尺,而裙部120最低點約在同一底部準位上方1〇公分 處0 第2_中有一 CRD殼套112姐成200 · — CRGT 118及裙 部120 «CRGT 118底部250係配接於CRD般套112的頂部 。裙部120自底部250向下延伸。陣壁252可隔離沿控制 桿流至在CRGT 118内部的陣壁252的外側核心支持片126 (請先閲讀背面之注意事項再填寫本頁) 本紙Λ尺度逍用中an家櫺準(CNS)甲4規格(210x297公兮) 經濟部中央樣準局员工消费合作社印製 Λ 6 15 6 五、發明説明(4 ) 係定位於CRGT 118頂部及支持燃料束130的底部繫板254。 第3A_中,各通道有一環形横截面,其内直徑係由個別 的CRDD般套112界定,而其外直徑則由個別的裙部120界 定。CRDD般套112界定用以容納控制桿驅動的圓形通道 356 。第3B_中,各CRGT底部250包括一供控制桿驅動通 過而與控制桿脚结的中央孔徑358 。底部250亦界定供通 道122内之冷卻劑進入CRGT 11 8的四涸外部孔徑 第3C中,陣壁2 52有一十字形横截面,至少垂直延伸於 _» .......... CRGT 118的大部分高度。此陣壁252界定四CRGT通道364 ,冷卻劑入口的四個外部孔徑360由底部250界定,如第 3B圓示,陣壁252有效的隔離控制桿366通道CRGT 118中 心的垂直延伸*如第3C匾示。陣壁252的字形横截面可容 納控制桿366的葉Η 368 。葉片368的滾子370有助於控 制桿366相對障壁252及燃料束130的垂直移動。冷卻劑 在各CRGT通道364中導引至各燃料束130中,如第1圓示 。在公知技藝中,通道364與陣壁252之間可横向流通。 本發明除上述實施例外,尚可其他的變通方式。例如, 可提供冷卻劑至通道122的側面入口,只要側面入口準位 極接近底部116即可。可提供另外流通至核心104的路徑 ,只要至少有80%的核心流通可進入底部1 16 25公分内的 環形通道122 。本發明可應用於自然及強迫式的循環沸水 反應器。本發明可提供上述實胞例的這些及其他的修改及 變化,其範園僅由K下申諌專利範圔加以限定。 -6 - 本紙張尺度遑用中B 家«準(CNS)甲4規格(210X2町公Ϊ·) (請先閱讀背面之注意事項孙填寫本頁) 裝- 線-

Claims (1)

  1. A7 B7 C7 D7 六、申請專利範面 一種反應器包含: 一反懕器容器具有底部,側壁•及頂部; 一核心位於該反應器内; 疼制桿等管用以導引控制桿相對該核心的垂直j動; 控制桿驅動殻套延伸於該容器底部及各該控制稈導管 之間;及 通道裝置界定該控制桿驅動殼套的JT形通道,該通道 具有在該容器底部.25公分以内的入口及具有供與該控制 桿驅動管流體連通的出口。 2. 根據申謫專利範圈第1項之反應器*其中該通道裝置包 括銲接於該控制桿等管的管件。 3. 根據申請專利範面第1項之反懕器,其中該入口係在該 底部10公分Μ内。 4. 根據申讅専利範麵第1項之反應器,其中至 卻爾經由該入口進入該核心。 ——.»»"———··—· —......... 5. 根據申諝専利範鼷第1項之反應器•其中該控制桿専管 包壁,用以隔醺該控制桿及至少8〇%流經該控制桿 導苷的冷卻爾。 (請先閱請背面之注意事項再填寫本百 經濟邡屮央標準局貝工消费合作社印製 本蚨a尺度適用中B面家掸準(CNS)甲4規格(210x297公#)
TW081106461A 1991-11-27 1992-08-15 TW198759B (zh)

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US7672418B2 (en) * 2006-12-22 2010-03-02 Global Nuclear Fuel-Americas, Llc Control rod guide tube and method for providing coolant to a nuclear reactor fuel assembly
CN112102970B (zh) * 2019-12-24 2021-04-23 四川大学 一种控制棒驱动机构及反应堆控制系统

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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1026845A (en) * 1962-02-06 1966-04-20 Licentia Gmbh A fuel-rod assembly for liquid-cooled nuclear reactors
SE375180B (zh) * 1965-06-17 1975-04-07 Atomenergi Ab
NL132403C (zh) * 1966-05-16 1900-01-01
US3888732A (en) * 1972-09-06 1975-06-10 Asea Ab Inlet for fuel assembly having finger control rods
JPS61284696A (ja) * 1985-06-12 1986-12-15 株式会社日立製作所 原子炉

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EP0544506A1 (en) 1993-06-02
JPH0746156B2 (ja) 1995-05-17
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US5183627A (en) 1993-02-02

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