TWI672707B - 核反應器 - Google Patents

核反應器 Download PDF

Info

Publication number
TWI672707B
TWI672707B TW104114954A TW104114954A TWI672707B TW I672707 B TWI672707 B TW I672707B TW 104114954 A TW104114954 A TW 104114954A TW 104114954 A TW104114954 A TW 104114954A TW I672707 B TWI672707 B TW I672707B
Authority
TW
Taiwan
Prior art keywords
control rod
guide assembly
nuclear reactor
control
plate
Prior art date
Application number
TW104114954A
Other languages
English (en)
Other versions
TW201604894A (zh
Inventor
維托塔J 米克斯
伊伯拉罕M 艾奇
Original Assignee
美商西屋電器公司
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 美商西屋電器公司 filed Critical 美商西屋電器公司
Publication of TW201604894A publication Critical patent/TW201604894A/zh
Application granted granted Critical
Publication of TWI672707B publication Critical patent/TWI672707B/zh

Links

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/06Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21CNUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00Control of nuclear reaction
    • G21C7/06Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G21C7/08Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section by displacement of solid control elements, e.g. control rods
    • G21C7/10Construction of control elements
    • G21C7/117Clusters of control rods; Spider construction
    • 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)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本發明揭示一種核反應器,其具有一上部內部構件控制棒總成導管,該導管係由上部區段與下部區段形成,該上部區段與該下部區段沿著該導管之一中心軸向區域連接於一中間耦合件處。在該下部導管區段或該上部導管區段之內部之至少一者內的一有限距離內為該等控制棒之至少一些提供一延伸的控制棒軸向支撐。

Description

核反應器
本發明大體上係關於核反應器,且更特定言之,係關於採用頂部安裝式控制棒之核反應器。
在壓力下用水冷卻之核發電系統之初級側包括一閉合電路,該閉合電路經隔離且與一次級側處於熱交換關係以產生有用能量。初級側包括:反應器容器,其圍封一核心內部結構,該核心內部結構支撐複數個含有裂變材料之燃料總成;熱交換蒸汽產生器內之初級電路;一加壓器、泵及管道之內部容積,其用於循環加壓水;管道,其將蒸汽產生器與泵之各者獨立連接至反應器容器。包括一蒸汽產生器、一泵及連接至容器的管道系統之初級側之零件之各者形成該初級側之一迴路。
出於圖解說明之目的,圖1展示一簡化的核反應器初級系統,該系統包含具有圍封一核心14之一封頭12的一大體圓柱形反應器壓力容器10。一液體反應器冷卻劑(諸如水)藉由泵16被抽吸至反應器壓力容器10中,流過核心14,在該核心14中熱量被吸收且被排放至一熱交換器18(通常稱為一蒸汽產生器),在該熱交換器18中熱量被傳送至一應用電路(未展示),諸如一蒸汽驅動渦輪發電機。接著反應器冷卻劑被送回至泵16,完成初級迴路。通常,複數個上文所描述之迴路藉由反應器冷卻劑管道20連接至一單一反應器壓力容器10。
圖2中更加詳細展示一例示性反應器設計。除由複數個平行、垂直、共同延伸之燃料總成22組成的核心14之外,出於本描述之目的,其他容器內部結構亦可劃分成下部內部構件24與上部內部構件26。在習知設計中,下部內部構件之功能係支撐、對準及導引核心組件與儀器,以及引導容器內之流動。上部內部構件限制燃料總成22(圖2中為簡單起見僅展示其中兩者)或為該等燃料總成22提供一次級限制,且支撐並導引儀器與組件(諸如控制棒28)。在圖2中展示的例示性反應器中,冷卻劑透過一或多個進口噴嘴30進入反應器壓力容器10,向下流過反應器容器與心管32之間之一環隙,在下部充氣室34中旋轉180。,向上通過一下部支撐板37與一下部核心板36(燃料總成22就坐於該下部核心板36上),並通過總成且圍繞總成。在一些設計中,下部支撐板37與下部核心板36用一單一結構(下部核心支撐板,在與37相同的高度處)取代。冷卻劑通常以每秒大約20英尺之一速度、每分鐘約400,000加侖等級大面積流過核心與周圍區域38。所得壓力下降與摩擦力趨向於致使燃料總成上升,其移動係藉由上部內部構件(包含一圓形上部核心板40)限制。退出核心14之冷卻劑沿著上部核心板的下側流動並向上流過複數個穿孔42。接著冷卻劑向上且徑向流至一或多個出口噴嘴44。
上部內部構件26可由反應器壓力容器10或封頭12支撐且包含一上部支撐總成46。主要藉由複數個支撐柱48在上部支撐總成46與上部核心板40之間傳輸負載。一支撐柱係在一所選擇的燃料總成22與上部核心板40中之穿孔42上方對準。
如後文將更詳細說明,反應器內部構件亦包含用於控制核心內之核反應之可直線移動的控制棒28。控制棒總成(一般稱為棒束控制機構)通常包含中子毒物棒之一驅動軸件50及一三腳架總成52,該等中子毒物棒藉由控制棒導管54而經導引通過上部內部構件26並進入對 準的燃料總成22。導管經固定連結至上部支撐總成46且藉由一開尾銷56壓入配合連接至上部核心板40之頂部。若有需要,銷構形為導管組裝及更換提供方便性,並特別是在地震或其他高負載事故情形下,保證主要由支撐柱48而非導管54來承受核心負載。此支撐配置有助於在可能不利地影響控制棒插入性能之事故情形下延遲導管之變形。
圖3係一正視圖,其以一燃料總成之垂直縮短的形式表示,該燃料總成整體由參考字元22指定。燃料總成22係用於一加壓水反應器之類型且具有一結構骨架,該結構骨架在其下端包含一底部噴嘴58。該底部噴嘴58支撐核反應器之核心區域中之下部核心板36上的燃料總成22。除底部噴嘴58之外,燃料總成22之結構骨架亦在其上端包含一頂部噴嘴62及數個導管或套管54,該等導管或套管54在底部噴嘴58與頂部噴嘴62之間縱向延伸且在相對末端處牢固連接。
燃料總成22進一步包含沿著導引套管54(亦稱為導管)軸向隔開且安裝至該等導引套管54之複數個橫向格柵64,及橫向隔開且由該等格柵64支撐之一經組織長形燃料棒66陣列。雖然圖3中不可見,但是柵格64習知係由正交搭板形成,該等正交搭板交錯成蛋箱圖案,其中四個搭板的相鄰介面界定大約正方形支撐單元,該等燃料棒66透過該等單元以橫向間隔關係彼此支撐。在許多習知設計中,彈簧與凹痕被壓印至形成支撐單元之搭板之相對壁中。該等彈簧與凹痕徑向地延伸至支撐單元中並捕獲該等支撐單元之間的燃料棒;在燃料棒覆層上施加壓力以將棒固持在適當位置。又,總成22具有位於其中心之一儀器管68,該儀器管68在底部噴嘴58與頂部噴嘴62之間延伸並安裝至底部噴嘴58與頂部噴嘴62。運用此一零件配置,燃料總成22形成一整合單元,該整合單元能夠被便利地處置而不損壞零件總成。
為控制裂變過程,數個控制棒28在導引套管55中往復移動,該等導引套管55位於燃料總成22中之預定位置。明確言之,定位於頂部 噴嘴62上方之一棒束控制機構80支撐控制棒28。該棒束控制機構80具有具複數個徑向延伸錨爪或臂52之一內部螺紋圓柱形轂部件82。每一臂52與一或多個控制棒28互連(中心轂與徑向延伸錨爪之配置亦被稱為一三腳架機構),使得棒束控制機構80可操作以在導引套管55中垂直移動控制棒,以藉此在控制棒驅動軸件50之動力下控制燃料總成22中之裂變過程,該等控制棒驅動軸件50皆以一熟知方式耦合至棒束控制機構80。在抽出位置,控制棒經向上導引進入上部核心板40上方之控制棒導管55,且在完全插入位置,控制棒實質上佔據燃料總成內之導引套管54之全部長度,如圖3中所展示。穿過上部內部構件26之控制棒與燃料總成中之導引套管55之對準係藉由導引卡70維持,該等導引卡70沿著控制棒導管54之長度以一隔開的串級配置支撐。
圖4展示控制棒總成導管54之一放大視圖,該控制棒總成導管54在圖2中被展示為在上部支撐總成46與上部核心板40之間。導管54由兩個區段組成:一下部導管區段78與一上部導管區段84。下部導管區段78具有一大體上正方形的截面,而上部導管區段84具有一大體上圓形的截面。下部導管區段78在一中間耦合件86處被連結至上部導管區段84。上部導管區段84與下部導管區段78具有複數個導引卡70,該等導引卡70沿著導管54之長度以隔開關係彼此串級支撐,其中一連續導引區段88從該導管54之底部向上延伸一距離,該距離大約等於導引卡70之間的間隔。
圖5表示連續導引區段88、導引卡70及導引板中之開口在中間耦合件86處的圖案,棒束控制機構80在其行進穿過上部內部構件26時通過該等開口。四分之三圓形開口72導引個別控制棒28,使得錨爪52通過筆直部分74,筆直部分74將圓形開口72連接至中心開口76,轂82通過該中心開口76。圖5中圖解說明之導引卡係來自導管54之上部區段84,但是開口之圖案亦表示其他導引件中之開口圖案;不同之處在於 隨著導引卡從導管54之上部區段84過渡至下部區段78,外部圓周之形狀從圓形改變為大體上正方形。
在一些運行的核電廠中已觀察到侵蝕性的導引卡磨損。當中間耦合件86處之特殊導引板位於可允許磨損的導引卡70之系列內時,可在運行中斷期間更換該導引板以延長導管的壽命,若嚴重磨損,則需更換下導管總成78。此緩解技術減少當啟用連續安全核電廠操作時所產生的排程、成本及放射性廢物,儘管僅用於核電站剩餘壽命之一有限部分。
相應地,期望對導引卡磨損之一更加持久的修理,其可以類似於更換中間耦合件86處之導引板所需的排程的排程達成。
此外,期望此一修復,其將無需產生額外放射性廢物且成本與更換導引板相比實質上相當。
針對具有容置裂變材料核心之壓力容器及覆蓋該核心的上部核心板的核反應器達成此等及其他目的。該核反應器具有具一延伸軸向長度之一控制棒導管,該控制棒導管用於導引一控制棒總成進入及退出核心,該控制棒總成在上部核心板與支撐在該上部核心板上方之一上部支撐總成之間延伸。控制棒導管具有一下部導引區段,該下部導引區段在一第一末端處連接至上部核心板並在一第二末端處終接在一中間耦合件。該控制棒導管亦具有一上部導管區段,該上部導管區段在一第一末端部分處連接至上部支撐總成並在一第二末端處終接在中間耦合件。改良包括一延伸的控制棒導引總成,該延伸的控制棒導引總成實質上支撐在中間耦合件處且軸向延伸一有限距離進入下部導管區段或上部導管區段之一內部之至少一者中。
控制棒總成包括複數個控制棒且,在至少一項實施例中,該等控制棒之至少一些在控制棒導引總成之實質上一整個軸向長度內經連 續導引。較佳地,一些控制棒沿著控制棒導引總成之軸向長度在離散的、隔開的軸向高度內經導引,且期望地,沿著控制棒導引總成之主軸延伸的控制棒在控制棒導引總成之實質上整個軸向長度內經連續導引。在一額外實施例中,所有控制棒在控制棒導引總成之實質上一整個軸向長度內經連續導引。
在一實施例中,控制棒導引總成具有一第一軸向延伸片段與一第二軸向延伸片段,其中第一片段延伸至下部導管區段中且第二片段延伸至上部導管區段中。較佳地,在此後一實施例中,第一片段在一上端處終接在一第一導引板中,第二片段在一下端處終接在一第二導引板中,且第一與第二導引板在中間耦合件處連結。較佳地,第一與第二導引板具有開口,所有控制棒皆通過該等開口,且第一與第二導引板具有一對準孔或一對準銷,用於使第一導引板中的開口與第二導引板中的對應開口對準。期望地,第一導引板與第二導引板分別具有一周邊徑向延伸凸緣,其中每一凸緣延伸至中間耦合件之一徑向內部上的一徑向凹槽中,該凹槽將凸緣夾持在一起。
在另一實施例中,控制棒導引總成大約在0.9英寸與23英寸(2.3釐米與58.4釐米)之間延伸。更佳地,控制棒導引總成大約在0.9英寸與7英寸(2.3釐米與17.8釐米)之間軸向延伸。
10‧‧‧反應器壓力容器
12‧‧‧封頭
14‧‧‧核心
16‧‧‧泵
18‧‧‧熱交換器
20‧‧‧反應器冷卻劑管道
22‧‧‧燃料總成
24‧‧‧下部內部構件
26‧‧‧上部內部構件
28‧‧‧控制棒
30‧‧‧進口噴嘴
32‧‧‧心管
34‧‧‧下部充氣室
36‧‧‧下部核心板
37‧‧‧下部支撐板
38‧‧‧周圍區域
40‧‧‧上部核心板
42‧‧‧穿孔
44‧‧‧出口噴嘴
46‧‧‧上部支撐總成
48‧‧‧支撐柱
50‧‧‧驅動軸件
52‧‧‧三腳架總成
54‧‧‧控制棒導管/導引套管/控制棒總成導管
55‧‧‧燃料總成導引套管/控制棒導管
56‧‧‧開尾銷
58‧‧‧燃料總成底部噴嘴
60‧‧‧導引板
62‧‧‧頂部噴嘴
64‧‧‧柵格
66‧‧‧燃料棒
68‧‧‧儀器管
70‧‧‧導引卡
72‧‧‧彎曲開口/圓形開口
74‧‧‧筆直開口/筆直部分
76‧‧‧中心開口
78‧‧‧下部導管區段/下導管總成
80‧‧‧棒束控制機構
82‧‧‧轂
84‧‧‧上部導管區段
86‧‧‧中間耦合件
88‧‧‧連續導引區段
90‧‧‧延伸的控制棒導引總成
92‧‧‧上部片段/第二片段
94‧‧‧下部片段/第一片段
96‧‧‧上部凸緣/第二導引板
98‧‧‧下部凸緣/第一導引板
100‧‧‧對準孔
102‧‧‧對準銷
104‧‧‧螺栓
106‧‧‧上部導引板/上端
108‧‧‧下部導引板/導引環
110‧‧‧連續支撐體/支撐通道
112‧‧‧螺栓
114‧‧‧上部片段導引板/下部支撐板
116‧‧‧下部片段導引板
當結合隨附圖式閱讀下列較佳實施例之描述時,可獲得對本發明之一進一步理解,其中:圖1係一核反應器之一簡圖,本發明可應用於該核反應器;圖2係一核反應器容器與內部組件之一正視圖(部分截面圖),本發明可應用於該核反應器容器與該等內部組件;圖3係一燃料總成之一正視圖(部分截面圖),以垂直縮短形式圖解說明該燃料總成,其中為清楚起見而將零件脫離; 圖4係圖2中圖解說明之控制棒導管54之一放大等距視圖;圖5係圖4中圖解說明之上部導管84中之導引卡之一者的一平面圖;圖6係根據本發明之一實施例之一延伸的控制棒導引總成之一透視圖,該延伸的控制棒導引總成被插入中間耦合件內來代替一磨損導引板;圖7係圖6中展示之延伸的控制棒導引總成之上部片段之一透視圖;圖8係圖6中展示之延伸的控制棒導引總成之下部片段之一透視圖;圖9係上部內部構件導管54(在中間耦合件位置獲得)之一截面圖,本發明之一實施例之延伸的控制棒導引總成併入其中;圖10係本發明之一實施例之安裝在下部導管78中之延伸的控制棒導引總成的一透視圖;圖11係本發明之控制棒導引總成之一第二實施例之一上部區段的一平面圖;圖12係圖11中圖解說明之控制棒導引總成之第二實施例之下部區段的一平面圖;圖13係控制棒導引總成之另一實施例之一截面圖,其中上部導管區段與下部導管區段被構造為一固體部件;及圖14係圖13中展示的實施例之一透視圖。
可實質上藉由運用本發明之延伸的控制棒導引總成在一補給燃料中斷期間更換中間耦合件86處之導引板而延長一導管54之有用壽命,在圖6中圖解說明其之一實施例。本發明提供一種延伸的控制棒導引總成90,該延伸的控制棒導引總成90實質上支撐在中間耦合件86 處且軸向延伸一有限距離進入下部導管區段78或上部導管區段84之內部之至少一者中。圖6中圖解說明之實施例延伸進入上部導管區段84與下部導管區段78中且由一下部片段94與一上部片段92形成。上部片段92在其下端具有一導引板114,其中開口72實質上匹配導引卡70中之開口,且上部片段92終接在其上端106處,上端106具有一導引環,該導引環具有周邊開口72,周邊開口72支撐外部列之控制棒28之圓周的一部分。此外,由支撐通道110向控制棒總成之主軸處之控制棒提供下部支撐板114與上部支撐環106之間的連續支撐。因此,經由延伸的控制棒導引總成90之上部片段92向一些控制棒28提供離散軸向隔開支撐,而向其他控制棒28提供連續支撐。
本實施例之延伸的控制棒導引總成之下部片段94在其上端處終接在一導引板116中,該導引板116中之開口對應於上部片段92上之導引板114中之開口。如圖8中所展示,下部片段94在其下端處終接在一導引環108中,該導引環108係藉由連續支撐通道110連接至導引板116。上部導引板114與下部導引板116藉由螺栓104連結且透過該等導引板之一者或另一者中的對準銷對準,該對準銷安裝穿過該等導引板中之另一者中的對準孔100以確保導引板114及116中的開口72對齊。
圖9展示延伸的控制棒導引總成90,其凸緣96與98被安裝在中間耦合件86中之一凹槽中(該凹槽藉由螺栓112鎖定在適當位置)。圖10展示延伸的控制棒導引總成90之上部片段92之一透視圖,該延伸的控制棒導引總成90被安裝在下部導管區段78內,其中凸緣96擱置在中間耦合件86之下部凸緣上。在此實施例中,其中並非所有控制棒皆經由延伸的控制棒導引總成之長度接收連續支撐,控制棒導引總成可大約在0.9英寸與23英寸(2.3釐米與58.4釐米)之間延伸。更佳地,此類控制棒導引總成大約在0.9英寸與7英寸(2.3釐米與17.8釐米)之間軸向延伸。
類似參考字元用於數個視圖中之對應組件。在圖11至圖14中展示的另一實施例中,延伸的控制棒導引總成90之上部片段92與下部片段94分別由材料(諸如不銹鋼)之一固體連續長度製成,開口72、74與76提供所有控制棒在延伸的控制棒導引總成之實質上整個長度內的連續導引。如在上文情況下,上部片段92與下部片段94可在中間耦合件86處連結,該中間耦合件86捕獲各自凸緣96與98。替代地,上部片段92與下部片段94可構造為單件式,其具有凸緣96/98,為在中間耦合件內擷取而從一中間高度徑向延伸。在此後一實施例中,控制棒導引總成可大約在1.6英寸與23英寸(4.1釐米與58.4釐米)之間延伸。更佳地,該控制棒導引總成大約在1.6英寸與7英寸(4.1釐米與17.8釐米)之間軸向延伸。
因此,本發明之延伸的控制棒導引總成在安裝時向控制棒總成提供延伸支撐而補償導引卡70中之一些磨損,同時增加一最小額外摩擦至控制棒行進路徑且實質上延長一控制棒導管54之壽命,而無需更換導管區段之任一者。
雖然已詳細描述本發明之特定實施例,但是熟悉此項技術者應瞭解對其等細節之各種修改與替代可在本發明之全部教示之基礎上發展。相應地,所揭示的特定實施例僅意在圖解說明且不限制本發明之範疇內,本發明之範疇將被賦予隨附申請專利範圍與其任何及所有等效物之全部寬度。

Claims (13)

  1. 一種核反應器,其包含:容置裂變材料之一核心之一反應器壓力容器及實質上覆蓋該核心之一上部核心板;一控制棒導管,其具有一延伸的軸向長度、用於導引一棒束控制機構進入及退出該核心,該棒束控制機構包含複數個個別控制棒,該控制棒導管在該上部核心板與支撐在該上部核心板上方之一上部支撐板之間延伸,該控制棒導管包括:一下部導管區段,其在一第一末端處連接至該上部核心板且在一第二末端處終接在一牢固的中間耦合件;一上部導管區段,其在一第一末端部分處連接至該上部支撐板且在一第二末端處終接在該牢固的中間耦合件;及一延伸的控制棒導引總成,其實質上支撐在該牢固的中間耦合件處且軸向延伸一有限距離至該下部導管區段或該上部導管區段之一內部之至少一者中,該延伸的控制棒導引總成經構形以提供支撐予該複數個個別控制棒,其中該有限距離實質上少於該控制棒導管之該延伸的軸向長度,且其中該延伸的控制棒導引總成包含安裝在該中間耦合件中之一凹槽中的至少一凸緣。
  2. 如請求項1之核反應器,其中該等控制棒之至少一些在該延伸的控制棒導引總成之實質上一整個軸向長度內經連續導引。
  3. 如請求項2之核反應器,其中所有該等控制棒皆在該控制棒導引總成之實質上該整個軸向長度內經連續導引。
  4. 如請求項3之核反應器,其中該控制棒導引總成大約在1.6英寸與23英寸(4.1釐米與58.4釐米)之間軸向延伸。
  5. 如請求項4之核反應器,其中該控制棒導引總成大約在1.6英寸與 7英寸(4.1釐米與17.8釐米)之間軸向延伸。
  6. 如請求項1之核反應器,其中該控制棒導引總成具有一第一軸向延伸片段與一第二軸向延伸片段,其中該第一軸向延伸片段延伸至該下部導管區段中且該第二軸向延伸片段延伸至該上部導管區段中。
  7. 如請求項6之核反應器,其中該第一片段在一上端處終接在一第一導引板中,該第二片段在一下端處終接在一第二導引板中且該等第一與第二導引板係連結在該中間耦合件處。
  8. 如請求項7之核反應器,其中該等第一與第二導引板具有開口,所有該等控制棒皆通過該等開口且該等第一與第二導引板具有一對準孔或一對準銷,用於使該第一導引板中之該等開口與該第二導引板中之該等對應開口對準。
  9. 如請求項7之核反應器,其中該第一導引板與該第二導引板分別具有一周邊徑向延伸凸緣,其中每一凸緣延伸進入該中間耦合件之一徑向內部上之一凹槽,該凹槽將該等凸緣夾持在一起。
  10. 如請求項1之核反應器,其中該控制棒導引總成大約在0.9英寸與23英寸(2.3釐米與58.4釐米)之間軸向延伸。
  11. 如請求項10之核反應器,其中該控制棒導引總成更佳地大約在0.9英寸與7英寸(2.3釐米與17.8釐米)之間軸向延伸。
  12. 一種核反應器,其包含:容置裂變材料之一核心之一反應器壓力容器及實質上覆蓋該核心之一上部核心板;一控制棒導管,其具有一延伸的軸向長度、用於導引一棒束控制機構進入及退出該核心,該棒束控制機構包含複數個個別控制棒,該控制棒導管在該上部核心板與支撐在該上部核心板上方之一上部支撐板之間延伸,該控制棒導管包括:一下部導管區段,其在一第一末端處連接至該上部核心板且 在一第二末端處終接在一牢固的中間耦合件;一上部導管區段,其在一第一末端部分處連接至該上部支撐板且在一第二末端處終接在該牢固的中間耦合件;及一延伸的控制棒導引總成,其實質上支撐在該牢固的中間耦合件處且軸向延伸一有限距離至該下部導管區段或該上部導管區段之一內部之至少一者中,該延伸的控制棒導引總成經構形以提供支撐予該複數個個別控制棒,其中該有限距離實質上少於該控制棒導管之該延伸的軸向長度,其中該等控制棒之至少一些在該延伸的控制棒導引總成之實質上一整個軸向長度內經連續導引,其中該等控制棒之一些係在該延伸的控制棒導引總成之離散的軸向區段內經導引,且一些其他控制棒係在該控制棒導引總成之連續區段內經導引。
  13. 如請求項12之核反應器,其中在連續區段內經導引之該控制棒被支撐通道提供支撐,該支撐通道延伸穿過該延伸的控制棒導引總成之主軸。
TW104114954A 2014-06-04 2015-05-11 核反應器 TWI672707B (zh)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US14/295,521 US10109379B2 (en) 2014-06-04 2014-06-04 Control rod guide tube with an extended intermediate guide assembly
US14/295,521 2014-06-04

Publications (2)

Publication Number Publication Date
TW201604894A TW201604894A (zh) 2016-02-01
TWI672707B true TWI672707B (zh) 2019-09-21

Family

ID=54767139

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
TW104114954A TWI672707B (zh) 2014-06-04 2015-05-11 核反應器

Country Status (9)

Country Link
US (2) US10109379B2 (zh)
EP (2) EP3152766B1 (zh)
JP (1) JP6501419B2 (zh)
KR (1) KR102397744B1 (zh)
ES (2) ES2972080T3 (zh)
PL (1) PL3683801T3 (zh)
SI (1) SI3683801T1 (zh)
TW (1) TWI672707B (zh)
WO (1) WO2015187236A1 (zh)

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN109448872A (zh) * 2018-11-30 2019-03-08 上海核工程研究设计院有限公司 一种堆内构件导向筒结构
CN112460381B (zh) * 2020-11-26 2022-04-26 中广核研究院有限公司 一回路主设备金属反射式保温层结构

Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3915793A (en) * 1972-06-22 1975-10-28 Asea Atom Ab Fuel assembly for a boiling water reactor
US5053189A (en) * 1989-10-16 1991-10-01 Westinghouse Electric Corp. System providing improved guidance support with restricted coolant flow for control rods in the upper head plenum of a nuclear reactor
US5098647A (en) * 1990-07-16 1992-03-24 Westinghouse Electric Corp. Guide tube insert assembly for use in a nuclear reactor
JP2007171157A (ja) * 2005-06-29 2007-07-05 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 炉内計装案内管支持装置
TW201234389A (en) * 2010-10-21 2012-08-16 Babcock & Wilcox Nuclear Energy Inc Support structure for a control rod assembly of a nuclear reactor
JP2013024758A (ja) * 2011-07-22 2013-02-04 Toshiba Corp 制御棒駆動機構及び原子炉

Family Cites Families (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPS59117993U (ja) * 1983-01-31 1984-08-09 三菱重工業株式会社 原子炉の制御棒案内管支持装置
FR2630854B1 (fr) 1988-04-29 1992-05-15 Framatome Sa Dispositif de cheminement de conducteurs a travers les equipements internes d'un reacteur nucleaire
FR2667194B1 (fr) * 1990-09-20 1993-08-06 Framatome Sa Dispositif de guidage de grappe de controle de reacteur nucleaire.
US5864594A (en) * 1995-04-18 1999-01-26 Westinghouse Electric Corporation Apparatus and method for replacing internal components in a nuclear reactor
JP6049414B2 (ja) * 2012-11-13 2016-12-21 三菱重工業株式会社 制御棒クラスタ案内管の回収方法及び装置
JP6011385B2 (ja) 2013-02-12 2016-10-19 株式会社デンソー 内燃機関用の点火コイル

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3915793A (en) * 1972-06-22 1975-10-28 Asea Atom Ab Fuel assembly for a boiling water reactor
US5053189A (en) * 1989-10-16 1991-10-01 Westinghouse Electric Corp. System providing improved guidance support with restricted coolant flow for control rods in the upper head plenum of a nuclear reactor
US5098647A (en) * 1990-07-16 1992-03-24 Westinghouse Electric Corp. Guide tube insert assembly for use in a nuclear reactor
JP2007171157A (ja) * 2005-06-29 2007-07-05 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 炉内計装案内管支持装置
TW201234389A (en) * 2010-10-21 2012-08-16 Babcock & Wilcox Nuclear Energy Inc Support structure for a control rod assembly of a nuclear reactor
JP2013024758A (ja) * 2011-07-22 2013-02-04 Toshiba Corp 制御棒駆動機構及び原子炉

Also Published As

Publication number Publication date
US10229758B2 (en) 2019-03-12
EP3683801A1 (en) 2020-07-22
KR102397744B1 (ko) 2022-05-12
EP3152766A1 (en) 2017-04-12
US20180277261A1 (en) 2018-09-27
TW201604894A (zh) 2016-02-01
ES2972080T3 (es) 2024-06-11
KR20170013383A (ko) 2017-02-06
EP3152766B1 (en) 2020-02-12
ES2777774T3 (es) 2020-08-06
US20150357055A1 (en) 2015-12-10
JP6501419B2 (ja) 2019-04-17
JP2017516997A (ja) 2017-06-22
SI3683801T1 (sl) 2024-04-30
WO2015187236A1 (en) 2015-12-10
PL3683801T3 (pl) 2024-04-29
US10109379B2 (en) 2018-10-23
EP3152766A4 (en) 2018-01-17
EP3683801B1 (en) 2024-01-10

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US10510452B2 (en) Steam generator for nuclear steam supply system
US10991470B2 (en) Self-supporting radial neutron reflector
TWI549138B (zh) 核子反應器、加壓水核子反應器及製造用於核子反應器的單流蒸汽產生器之方法
US9305668B2 (en) Pressurized water reactor flow skirt apparatus
JP4786616B2 (ja) 原子炉
KR102239043B1 (ko) 저 압력 강하 핵연료 조립체 하부 노즐
JPS582630B2 (ja) 原子炉
JP6236463B2 (ja) 原子炉
KR20140091714A (ko) 크로스-흐름 차단 위어를 포함하는 상부 플레넘을 구비한 가압 경수로
TWI672707B (zh) 核反應器
US8670519B2 (en) Nuclear fuel assembly hold down spring
US9536628B2 (en) Nuclear fuel assembly support grid
JP2009075001A (ja) 原子炉
JP4500276B2 (ja) 自然循環式沸騰水型原子炉のチムニ構造
CN103813879A (zh) 沟槽式核燃料组件部件插入物
JP5361964B2 (ja) 原子炉の初装荷炉心