WO2021071002A1 - 경수로 핵연료봉 장입력 측정장치 - Google Patents

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fuel rod
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pulling bar
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이재원
김병탁
박성준
심영덕
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    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
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    • G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
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    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the present invention relates to a light-water reactor nuclear fuel rod loading input measurement device, and more particularly, optimization and improvement of a nuclear fuel assembly process through a loading input test of a nuclear fuel rod acting on a cell of a support lattice in a state that provides the same environment as the nuclear fuel rod loading environment. It relates to a light-water reactor nuclear fuel rod input measuring device that enables the establishment of a data base for establishment.
  • light-water reactors use enriched uranium with an increased ratio of uranium-235 to 2 to 5%, and a molding process is performed to make uranium into cylindrical pellets weighing about 5 g in order to process it into nuclear fuel used in nuclear reactors. Meanwhile, the energy source for nuclear fission is provided through nuclear fuel.
  • the nuclear fuel arranged inside the reactor is composed of a nuclear fuel assembly 10 as shown in FIG. 1 as a unit, and the nuclear fuel assembly 10 includes an upper fixed body 11, a lower fixed body 12, and a support grid. It is composed of a skeleton made of (13), and the nuclear fuel rod (20) charged in the support grid (13) and supported by a spring and dimples formed in the support grid (13).
  • each of the nuclear fuel rods 20 is composed of uranium in units of pellets 21 and a zirconium alloy cladding tube 22 to protect the uranium and prevent radioactive leakage, and is provided in the form of a long bar.
  • the nuclear fuel rod 20 charging process into the nuclear fuel assembly 10 is performed through the nuclear fuel rod charging device 30 shown in FIG. 2.
  • the nuclear fuel rod charging device 30 includes a nuclear fuel rod holder 31 for placing a nuclear fuel rod, and a support grid holder installed on one side of the nuclear fuel rod holder 31 and on which the support grid 13 of the nuclear fuel assembly 10 is mounted. 32) and, it is installed on one side of the support grid holder 32 and moves straight forward and reciprocates toward the support grid holder 32, and the nuclear fuel rod of the nuclear fuel rod holder 31 is pulled to the support grid 13 using a charging rod.
  • a charging power device 33 for charging a nuclear fuel rod into a cell 13a of the support grid 13 shown in FIG. 3. At this time, the nuclear fuel rods are sequentially charged to the support grid 13 in row units.
  • the present invention was conceived to solve the above problems, and an object of the present invention is a nuclear fuel rod that acts on a cell of a support grid while charging a nuclear fuel rod for a specimen between cells of a support grid using a conventional nuclear fuel rod charging device. It is intended to provide a device for measuring the long input of a light water reactor nuclear fuel rod so that the long input can be measured.
  • the present invention is provided with a nuclear fuel rod charging device including a support grid mount and a charging power device installed with a traction module reciprocating toward the support grid mount, and is located at one side of the support grid.
  • the traction module is provided with a guide plate having through holes through both sides, and the other end of the pulling bar passes through one side of the through hole of the guide plate and is screwed with the measuring means at the other side of the through hole of the guide plate.
  • the pulling bar includes a holder for coupling with the cladding tube sample, and one end of the holder is screwed to one end of the pulling bar, and the other end of the holder passes through the cladding tube sample and is attached to the holder cap. It is preferred to be combined with the cladding sample.
  • the holder cap corresponding to one side of the cladding tube sample and the holder corresponding to the other side of the cladding tube sample are provided with stepped jaws for supporting the cladding tube sample.
  • an existing nuclear fuel rod loading device can be used, so that additional equipment for measuring the nuclear fuel rod loading input is not required, thereby improving economic efficiency.
  • the light water reactor nuclear fuel rod loading input measuring device can provide the same environment as the nuclear fuel rod loading, there is an effect of increasing the reliability of measuring the nuclear fuel rod loading input to the support grid.
  • the light water reactor nuclear fuel rod long input measuring device can optimize the nuclear fuel assembly process through the construction of long input data of the support grid, and has the effect of effectively establishing an improvement plan.
  • FIG. 1 is a view showing a light water reactor nuclear fuel assembly and a nuclear fuel rod.
  • FIG. 2 is a view showing a nuclear fuel rod charging device of the nuclear fuel assembly of the light water reactor.
  • FIG 3 is a view showing an exploded view of a device for measuring input of a light water reactor nuclear fuel rod load according to a preferred embodiment of the present invention.
  • FIG. 4 is a view showing a light water reactor nuclear fuel rod input measuring device according to a preferred embodiment of the present invention.
  • FIG. 5 is a view showing a state in which the device for measuring the loading input of a light water reactor nuclear fuel rod according to a preferred embodiment of the present invention is installed in the nuclear fuel rod charging device of the nuclear fuel assembly.
  • the light water reactor nuclear fuel rod loading input measuring device uses the existing nuclear fuel rod loading device to measure the loading input acting on each cell of the support grid in the same environment as the nuclear fuel rod loading work environment.
  • Technical data for optimizing the nuclear fuel assembly process because it is possible to data the long input of each cell of the support grid according to the loading condition of the nuclear fuel rod through the measurement of the load input of each cell of the support grid by such a light water reactor nuclear fuel rod load input measuring device. Can be secured.
  • the light water reactor nuclear fuel rod loading input measuring apparatus includes a cladding tube sample 100, a pulling bar 200, and a measuring means 300, as shown in FIGS. 3 and 4.
  • the cladding tube sample 100 is provided for measuring the field input of each cell 13a of the support grid 13, and is formed to have the same diameter and material as the zirconium cladding tube 20 of the nuclear fuel rod.
  • the cladding tube sample 100 is formed in the form of a hollow through which both sides are penetrated.
  • the pulling bar 200 is installed between the cladding tube sample 100 and the measuring means 300 and serves as an intermediary means for pulling the cladding tube sample 100 through a traction module 40 (see FIG. 5 ).
  • the pulling bar 200 is provided in the form of a bar corresponding to the charging rod, one end of the pulling bar 200 is coupled to the cladding tube sample 100, and the other end of the pulling bar 200 is a measuring means 300 ).
  • the pulling bar 200 and the measuring means 300 are configured to be screwed together. Since the pulling bar 200 and the measuring means 300 are configured to be separated from each other, the pulling bar and the measuring means can be disposed on both sides of the guide plate 41 of the traction module 40 to be described later, and the measuring means 300 is maintained. It can increase the efficiency of repair.
  • the other end of the pulling bar 200 is formed with a male thread (M)
  • the measuring means 300 is configured with a coupling rod with a female thread (F) is formed.
  • One end of the pulling bar 200 further includes a holder 210 and a holder cap 220 for coupling with the cladding tube sample 100.
  • the holder 210 is an intermediate means for attaching and detaching the hollow cladding tube sample 100 to the pulling bar 200, and both ends form male threads M for screwing.
  • One end of the pulling bar 200 forms a female screw (F) for screwing with the holder 210.
  • the holder 210 is formed to have a diameter capable of passing through the inside of the cladding tube sample 100, and a step 211 is provided on the outer circumferential surface of the holder 210 so that the holder 210 does not completely pass through the cladding tube sample 100. To form. It is preferable that the outer diameter of the step 211 of the holder 210 is the same as the outer diameter of the cladding tube sample 100.
  • the position of the cladding tube sample 100 on the holder 210 may be guided as shown in FIG. 4.
  • the holder 210 is provided with a length such that the other end of the holder 210 can be exposed outside the cladding tube sample 100 by passing through the cladding tube sample 100.
  • the holder cap 220 serves to fix the cladding tube sample 100 together with the holder 210.
  • the holder 210 is provided to be screwed with the male screw M of the holder 210 exposed outside the cladding tube sample 100.
  • the holder cap 220 forms a female screw (F) to which the male screw (M) of the holder 210 can be screwed.
  • the holder cap 220 also forms a stepped 221.
  • the outer diameter of the holder cap 220 is formed equal to the outer diameter of the cladding tube sample 100 to prevent interference when the cladding tube sample 100 is charged into the cell 13a of the support grid 13, but the holder cap A part of the outer diameter of 220 is configured to be stepped so that it can be positioned inside the cladding tube sample 100, so that the holder cap 220 forms a stepped 221, and the stepped 221 of the holder cap 220 is configured. For this reason, the holder cap 220 is in close contact with the cladding tube sample 100 to further strengthen the bonding force.
  • the measuring means 300 serves to measure a long input acting on the cell 13a of the support grid 13 when the pulling bar 200 pulls the cladding tube sample 100 by the traction module 40.
  • the force applied by the traction module 40 can directly act on the measurement means 300, so that the measurement means 300 moves the traction module 40 It is installed on the pulling bar 200 in the direction that is.
  • the measuring means 300 is installed to be caught and supported by the guide plate 41 provided on the traction module 40 as shown in FIG. 4.
  • the guide plate 41 has through holes 41a through which both sides are formed, and the diameter of the measuring means 300 is formed larger than the through holes 41a so that the guide plate 41 is formed on the surface of the guide plate 41.
  • the measuring means 300 is preferably provided as a load cell.
  • the measuring means 300 is provided to be detachable from the pulling bar 200 and includes a coupling rod 310 and a protection pin 320 as shown in FIG. 4.
  • the coupling rod 310 is configured to be detachable from the pulling bar 200 and is formed to have a diameter smaller than that of the through hole 41a of the guide plate 41.
  • One end of the coupling rod 310 is provided to be screwed to the end of the pulling bar 200, and the other end of the coupling rod 310 is provided to be screwed to the measuring means 300.
  • the protective pin 320 serves to prevent collision with the structure on one side when the measuring means 300 is moved by the traction module 40, and is coupled to the measuring means 300.
  • the operator installs a light water reactor nuclear fuel rod loading input measuring device between the support grid 13 and the traction module 40 of the charging power device 33.
  • the operator passes the coupling rod 310 from one side of the through hole 41a of the guide plate 41 in a state where the one end of the pulling bar 200 and the coupling rod 310 are separated, and then the pulling bar 200 Screw on the end of it.
  • the measuring means 300 is supported by hanging on one surface of the guide plate 41.
  • one surface of the guide plate 41 refers to a surface in the direction in which the traction module 40 pulls the cladding tube sample 100.
  • the worker After passing the pulling bar 200 from one side of the support grid 13 to the other side, the worker couples the cladding tube sample 100 to the holder 210 of the pulling bar 200 exposed to the other side of the support grid 13 Let it. At this time, the end of the cladding tube sample 100 is caught by the step 211 of the holder 210 and the position thereof is guided.
  • the cover tube sample 100 is a pulling bar from the other side of the support grid 13 as shown in FIG. It is bound to (200).
  • the operator operates the charging power device 33 to move the traction module 40 to the right side in the drawing.
  • the pulling bar 200 installed in the traction module 40 is moved together with the traction module 40, and according to the movement of the pulling bar 200, the cladding tube sample 100 is charged into the cell 13a of the support grid 13 do.
  • the cladding tube sample 100 generates a long input due to the resistance of the support grid 13 and the cell 13a, and the long input is transmitted to the measuring means 300 through the pulling bar 200. That is, in the process of pulling the pulling bar 200 by the traction module 41, the force acting on the guide plate 41 is transmitted as it is to the measuring means 300, so that the light water reactor fuel rod loading input measuring device is a measurement target cell 13a. ), it is possible to measure the field input of the nuclear fuel rod.
  • the operator separates the cladding tube sample 100 from the pulling bar 200 to separate the other cells of the support grid 13. Test setting work is carried out so that it can pass. Thereafter, a long input to another cell is measured by performing the above-described series of processes.
  • the operator can optimize the nuclear fuel assembly process and effectively establish an improvement plan by measuring the field inputs for all the cells 13a of the support grid 13 and converting them into data.

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Abstract

본 발명은 경수로 핵연료봉 장입력 측정장치에 관한 것으로서, 더욱 상세하게는 지지격자에 핵연료봉이 장입되는 동일한 환경을 제공하여, 지지격자의 각 셀에 대한 핵연료봉 장입력 테스트 수행을 통해 핵연료 집합체 공정을 최족화할 수 있는 데이터 기반을 마련시킬 수 있도록 한 경수로 핵연료봉 장입력 측정장치에 관한 것이다. 지지격자 거치대와, 상기 지지격대 거치대를 향해 왕복 이동하는 견인모듈이 설치된 장입동력장치를 포함하는 핵연료봉 장입장치가 마련되고, 지지격자의 일측에 위치되며, 핵연료봉 피복관과 동일한 직경을 갖는 중공의의 피복관 샘플; 일단부는 상기 지지격자의 셀을 통과하여 상기 핵연료봉 피복관 샘플에 결합되며, 타단부는 견인모듈에 결합된 풀링바; 및 상기 풀링바에 설치되며, 상기 견인모듈이 상기 풀링바를 당기는 힘을 측정하는 측정수단을 포함하는 경수로 핵연료봉 장입력 측정장치를 제공한다.

Description

경수로 핵연료봉 장입력 측정장치
본 발명은 경수로 핵연료봉 장입력 측정장치에 관한 것으로서, 더욱 상세하게는 핵연료봉 장입 환경과 동일한 환경을 제공한 상태에서 지지격자의 셀에 작용하는 핵연료봉의 장입력 테스트를 통해 핵연료 집합체 공정 최적화 및 개선 수립을 위한 데이터 기반을 확립시킬 수 있도록 한 경수로 핵연료봉 장입력 측정장치에 관한 것이다.
일반적으로 경수로 원전에서는 우라늄-235의 비율을 2∼5%로 높인 농축우라늄을 사용하며, 원자로에서 사용되는 핵연료로 가공하기 위하여 우라늄을 5g 정도 무게의 원통형 펠릿(Pellet)으로 만드는 성형가공을 한다. 한편, 핵분열을 위한 에너지원은 핵연료를 통해 제공된다.
원자로 내부에 배열된 핵연료는, 도 1에 도시되어 있는 바와 같은 핵연료 집합체(10)를 단위로 구성되어 있으며, 핵연료 집합체(10)는 상단고정체(11), 하단고정체(12), 지지격자(13)로 이루어진 골격체와, 상기 지지격자(13) 내에 장입되어 상기 지지격자(13)내에 형성된 스프링 및 딤플에 의하여 지지되는 상기 핵연료봉(20)으로 구성된다. 이때, 각각의 핵연료봉(20)은 펠렛(21) 단위의 우라늄과, 이 우라늄을 보호하고 방사능 누출을 방지하기 위한지르코늄 합금 피복관(22)으로 구성되며 긴 바(bar)의 형태로 마련된다.
이러한핵 핵연료 집합체(10)로의 핵연료봉(20) 장입 공정은, 도 2에 도시된 핵연료봉 장입장치(30)를 통해 이루어진다. 핵연료봉 장입장치(30)는 핵연료봉을 위치시키는 핵연료봉 거치대(31)와, 핵연료봉 거치대(31)의 일측에 설치되어 핵연료 집합체(10)의 지지격자(13)가 거치되는 지지격자 거치대(32)와, 지지격자 거치대(32)의 일측에 설치되어 지지격자 거치대(32)를 향해 직진으로 왕복 이동하며, 장입봉을 이용해 핵연료봉 거치대(31)의 핵연료봉을 지지격자(13)로 견인하여 도 3에 도시된 지지격자(13)의 셀(cell)(13a)에 핵연료봉을 장입시키는 장입동력장치(33)로 구성된다. 이때, 핵연료봉은 지지격자(13)에 행단위로 순차적으로 장입된다.
한편, 핵연료 집합체(10)의 지지격자(13)에 핵연료봉 장입 중 발생되는 핵연료봉 표면 손상 및 핵연료 집합체 변경은 검사기준에 따라 관리되고 있으나, 핵연료봉 장입조건에 따른 핵연료봉 및 핵연료 집합체의 영향에 대한 기술자료는 확보되어 있지 않은 상태이다. 핵연료 집합체 조립공정에 있어서, 핵연료봉 장입력, 장입속도 등의 주요 공정변수 관련 시험데이터 및 기술자료가 부족하여 공정 최적화 및 개선 방안 수려움에 어려움이 있는 실정이다. 이에 따라, 핵연료봉 장입조건에 따른 핵연료 집합체 변형에 대한 경향을 파악하기 위해서는 지지격자에 핵연료봉 장입시험을 통한 핵연료봉 장입 데이터 구축이 요구되고 있다.
[선행기술문헌]
[특허문헌]
대한민국 공개특허 10-2019-0091716호
본 발명은 상기한 문제점을 해결하기 위하여 안출된 것으로서, 본 발명의 목적은 기존의 핵연료봉 장입장치를 이용하여 지지격자의 셀 사이에 시편용 핵연료봉을 장입하면서 지지격자의 셀에 작용하는 핵연료봉 장입력을 측정할 수 있도록 한 경수로 핵연료봉 장입력 측정장치를 제공하고자 한 것이다.
본 발명은 상기한 목적을 달성하기 위하여, 지지격자 거치대와, 상기 지지격대 거치대를 향해 왕복 이동하는 견인모듈이 설치된 장입동력장치를 포함하는 핵연료봉 장입장치가 마련되고, 지지격자의 일측에 위치되며, 핵연료봉 피복관과 동일한 직경을 갖는 중공의의 피복관 샘플; 일단부는 상기 지지격자의 셀을 통과하여 상기 핵연료봉 피복관 샘플에 결합되며, 타단부는 견인모듈에 결합된 풀링바; 및 상기 풀링바에 설치되며, 상기 견인모듈이 상기 풀링바를 당기는 힘을 측정하는 측정수단을 포함하는 경수로 핵연료봉 장입력 측정장치를 제공한다.
이때, 상기 견인모듈에는 양측이 관통된 통공이 형성된 가이드 플레이트가 마련되고, 상기 풀링바의 타단부는 상기 가이드 플레이트의 통공 일측을 통과해 가이드 플레이트의 통공 타측에서 측정수단과 나사 결합된 것이 바람직하다.
또한, 상기 풀링바는 상기 피복관 샘플과의 결합을 위한 홀더를 포함하며, 상기 홀더의 일단부는 상기 풀링바의 일단부에 나사 결합되고, 상기 홀더의 타단부는 상기 피복관 샘플을 통과해 홀더캡에 결합되어 상기 피복관 샘플과 결합된 것이 바람직하다.
이때, 상기 피복관 샘플의 일측에 대응되는 상기 홀더캡과, 상기 피복관 샘플의 타측에 대응되는 상기 홀더에는 상기 피복관 샘플을 지지하는 단턱이 형성된 것이 바람직하다.
본 발명에 따른 경수로 핵연료봉 장입력 측정장치는 기존의 핵연료봉 장입장치를 이용할 수 있으므로, 핵연료봉 장입력 측정을 위한 별도의 추가장비가 소요되지 않아 경제성을 높일 수 있는 효과가 있다.
또한, 경수로 핵연료봉 장입력 측정장치는 핵연료봉 장입과 동일한 환경을 제공할 수 있으므로, 지지격자에 대한 핵연료봉 장입력 측정의 신뢰성을 높일 수 있는 효과가 있다.
또한, 경수로 핵연료봉 장입력 측정장치는 지지격자의 장입력 데이터 구축을 통해 핵연료 집합체 공정을 최적화할 수 있으며, 개선 방안 수립을 효과적으로 수행할 수 있는 효과가 있다.
도 1은 경수로 핵연료 집합체와 핵연료봉을 나타낸 도면이다.
도 2는 경수로 핵연료 집합체의 핵연료봉 장입장치를 나타낸 도면이다.
도 3은 본 발명의 바람직한 실시예에 따른 경수로 핵연료봉 장입력 측정장치를 분해하여 나타낸 도면이다.
도 4는 본 발명의 바람직한 실시예에 따른 경수로 핵연료봉 장입력 측정장치를 나타낸 도면이다.
도 5는 본 발명의 바람직한 실시예에 따른 경수로 핵연료봉 장입력 측정장치가 핵연료 집합체의 핵연료봉 장입장치에 설치된 상태를 나타낸 도면이다.
본 명세서 및 청구범위에 사용된 용어나 단어는 통상적이거나 사전적인 의미로 한정 해석되지 아니하며, 발명자는 그 자신의 발명을 가장 최선의 방법으로 설명하기 위해 용어의 개념을 적절하게 정의할 수 있다는 원칙에 입각하여 본 발명의 기술적 사상에 부합하는 의미와 개념으로 해석되어야만 한다.
이하, 첨부된 도 3 내지 도 5를 참조하여 본 발명의 바람직한 실시예에 따른 경수로 핵연료봉 장입력 측정장치에 대하여 설명하도록 한다.
경수로 핵연료봉 장입력 측정장치는 기존의 핵연료봉 장입장치를 이용하여 핵연료봉 장입 작업 환경과 동일한 환경에서 지지격자의 각 셀에 작용하는 장입력을 측정할 수 있도록 하였다. 이와 같은 경수로 핵연료봉 장입력 측정장치에 의한 지지격자의 각 셀 장입력 측정을 통해 핵연료봉 장입조건에 따른 지지격자 각 셀의 장입력을 데이터화할 수 있으므로, 핵연료 집합체 공정을 최적화할 수 있는 기술자료를 확보할 수 있다.
경수로 핵연료봉 장입력 측정장치는 도 3 및 도 4에 도시된 바와 같이, 피복관 샘플(100)과, 풀링바(200)와, 측정수단(300)을 포함한다.
피복관 샘플(100)은 지지격자(13)의 각 셀(13a)의 장입력 측정을 위해 제공된 것으로서, 핵연료봉의 지르코늄 피복관(20)과 동일한 직경 및 재질을 갖도록 형성된다. 피복관 샘플(100)은 양측이 관통된 중공(中空)의 형태로 이루어진다. 작업자는 피복관 샘플(100)로 핵연료봉(20)을 대체함으로써 핵연료봉의 장입 조건을 지지격자(13)에 동일하게 적용시킬 수 있으며, 지지격자(13)의 각 셀(13a)에 대한 장입력 측정에 대한 신뢰도를 높일 수 있다. 피복관 샘플(100)은 풀링바(200)에 결합되어 견인될 수 있도록 제공된다.
풀링바(200)는 피복관 샘플(100)과 측정수단(300) 사이에 설치되어 견인모듈(40: 도 5참조)을 통해 피복관 샘플(100)을 당기는 매개수단으로써의 역할을 한다. 풀링바(200)는 장입봉에 대응되는 바(bar)의 형태로 제공되며, 풀링바(200)의 일단부는 피복관 샘플(100)에 결합되고 풀링바(200)의 타단부는 측정수단(300)에 결합된다. 이때, 풀링바(200)와 측정수단(300)은 서로 나사 결합될 수 있도록 구성됨이 바람직하다. 풀링바(200)와 측정수단(300)이 서로 분리 구성됨으로써 후술하는 견인모듈(40)의 가이드 플레이트(41)를 기준으로 양측에 풀링바와 측정수단이 배치될 수 있으며, 측정수단(300) 유지 보수에 대한 효율성을 높일 수 있다. 도 3에 도시된 바와 같이 풀링바(200)의 타단부는 수나사(M)를 형성하고, 측정수단(300)에는 암나사(F)가 형성된 결합봉이 구성된다.
풀링바(200)의 일단부는 피복관 샘플(100)과의 결합을 위한 홀더(210) 및 홀더캡(220)을 더 포함한다.
홀더(210)는 중공의 피복관 샘플(100)을 풀링바(200)에 탈착시키기 위한 매개수단으로써, 양단부는 나사 결합을 위한 수나사(M)를 형성한다. 풀링바(200)의 일단부는 홀더(210)와의 나사 결합을 위한 암나사(F)를 형성한다. 홀더(210)는 피복관 샘플(100)의 내부를 통과할 수 있는 직경을 갖도록 형성되되, 홀더(210)의 외주면에는 홀더(210)가 피복관 샘플(100)을 완전히 통과하지 않도록 단턱(211)을 형성한다. 홀더(210)의 단턱(211) 외경은 피복관 샘플(100)의 외경과 동일함이 바람직하다. 이와 같은 홀더(210)의 단턱(211) 구성으로 인해 도 4에 도시된 바와 같이 홀더(210) 상에서 피복관 샘플(100)의 위치는 가이드될 수 있다. 홀더(210)는 피복관 샘플(100)을 통과하여 홀더(210)의 타단부가 피복관 샘플(100) 밖으로 노출될 수 있는 길이로 제공된다.
홀더캡(220)은 홀더(210)와 함께 피복관 샘플(100)을 고정시키는 역할을 한다. 홀더(210)는 피복관 샘플(100) 밖으로 노출된 홀더(210)의 수나사(M)와 나사 결합될 수 있도록 제공된다. 홀더캡(220)은 홀더(210)의 수나사(M)가 나사 결합될 수 있는 암나사(F)를 형성한다. 홀더캡(220) 역시 단턱(221)을 형성한다. 홀더캡(220)의 외경은 피복관 샘플(100)의 외경과 동일하게 형성되어 피복관 샘플(100)이 지지격자(13)의 셀(13a)에 장입시 간섭되는 것을 방지할 수 있도록 하되, 홀더캡(220)의 일부 외경은 피복관 샘플(100) 내부에 위치될 수 있도록 단차지게 구성함으로써 홀더캡(220)은 단턱(221)을 형성하고, 이와 같은 홀더캡(220)의 단턱(221) 구성으로 인해 홀더캡(220)은 피복관 샘플(100)에 밀착되어 결합력을 더욱 견고히할 수 있다.
측정수단(300)은 견인모듈(40)에 의해 풀링바(200)가 피복관 샘플(100)을 당길 때, 지지격자(13)의 셀(13a)에 작용하는 장입력을 측정하는 역할을 한다. 견인모듈(40)이 풀링바(200)를 당기는 과정에서, 견인모듈(40)이 작용하는 힘은 측정수단(300)에 직접 작용할 수 있도록, 측정수단(300)은 견인모듈(40)이 이동하는 방향으로 풀링바(200)에 설치된다. 측정수단(300)은 도 4에 도시된 바와 같이 견인모듈(40)에 마련된 가이드 플레이트(41)에 걸려 지지될 수 있도록 설치된다. 도 5에 도시된 바와 같이 가이드 플레이트(41)에는 양측이 관통된 통공(41a)이 형성되며, 측정수단(300)의 직경은 통공(41a)에 비해 크게 형성되어 가이드 플레이트(41)의 면에 걸려 지지될 수 있도록 마련된 것이다. 측정수단(300)은 로드셀로 제공됨이 바람직하다. 측정수단(300)은 풀링바(200)에 탈착될 수 있도록 마련되며, 도 4에 도시된 바와 같이 결합봉(310)과 보호핀(320)을 포함한다. 결합봉(310)은 풀링바(200)에 탈착될 수 있는 구성이며, 가이드 플레이트(41)의 통공(41a)에 비해 작은 직경을 갖도록 형성된다. 결합봉(310)의 일단부는 풀링바(200)의 단부에 나사 결합될 수 있도록 제공되며, 결합봉(310)의 타단부는 측정수단(300)에 나사 결합될 수 있도록 제공된다. 보호핀(320)은 견인모듈(40)에 의한 측정수단(300) 이동시 일측의 구조물에 부딪히는 것을 방지하는 역할을 하며, 측정수단(300)에 결합된다.
이하, 상기한 구성으로 이루어진 경수로 핵연료봉 장입력 측정장치를에 이용한 장입력 측정 과정에 대하여 설명하도록 한다.
작업자는 경수로 핵연료봉 장입력 측정장치를 지지격자(13)와 장입동력장치(33)의 견인모듈(40) 사이에 설치한다. 이를 위해, 작업자는 풀링바(200)의 일단부와 결합봉(310)을 분리한 상태에서 가이드 플레이트(41)의 통공(41a) 일측에서 결합봉(310)을 통과시킨 후 풀링바(200)의 단부에 나사 결합시킨다. 이때, 측정수단(300)은 가이드 플레이트(41)의 일면에 걸려 지지된다. 이때, 가이드 플레이트(41)의 일면은 견인모듈(40)이 피복관 샘플(100)을 당기는 방향의 면을 말한다.
작업자는 풀링바(200)를 지지격자(13)의 일측에서 타측으로 통과시킨 후, 지지격자(13)의 타측으로 노출된 풀링바(200)의 홀더(210)에 피복관 샘플(100)을 결합시킨다. 이때, 피복관 샘플(100)의 단부는 홀더(210)의 단턱(211)에 걸려 위치가 가이드 된다.
작업자는 피복관 샘플(100) 밖으로 노출된 홀더(210)의 단부에 홀더캡(220)을 나사 결합시킴으로써, 피복관 샘플(100)은 도 5에 도시된 바와 같이 지지격자(13)의 타측에서 풀링바(200)에 결합된 상태가 된다.
작업자는 장입동력장치(33)를 가동하여 견인모듈(40)을 도면상 우측으로 이동시킨다. 견인모듈(40)에 설치된 풀링바(200)는 견인모듈(40)과 함께 이동되며, 풀링바(200)의 이동에 따라 피복관 샘플(100)은 지지격자(13)의 셀(13a)에 장입된다. 이때, 피복관 샘플(100)은 지지격자(13) 셀(13a)의 저항에 의해 장입력이 발생하며, 그 장입력은 풀링바(200)를 통해 측정수단(300)에 전달된다. 즉, 견인모듈(41)이 풀링바(200)를 견인하는 과정에서 가이드 플레이트(41)에 작용하는 힘이 측정수단(300)에 그대로 전달됨으로써 경수로 핵연료봉 장입력 측정장치는 측정대상 셀(13a)에 걸리는 핵연료봉의 장입력을 측정할 수 있는 것이다.
이와 같은 동작을 거쳐, 지지격자(13)의 특정 셀(13a)에 대한 장입력 측정이 완료되면, 작업자는 풀링바(200)로부터 피복관 샘플(100)을 분리하여 지지격자(13)의 다른 셀을 통과할 수 있도록 테스트 세팅 작업을 실시한다. 이후, 전술한 일련의 과정을 실시하여 다른 셀에 대한 장입력을 측정한다.
이와 같이 작업자는 지지격자(13)의 모든 셀(13a)에 대한 장입력을 측정하여 데이터화함으로써, 핵연료 집합체 공정을 최적화하고 개선 방안 수립을 효과적으로 수행할 수 있다.
이상에서 본 발명은 기재된 구체예에 대하여 상세히 설명되었지만 본 발명의 기술사상 범위 내에서 다양한 변형 및 수정이 가능함은 당업자에게 있어서 명백한 것이며, 이러한 변형 및 수정은 첨부된 특허 청구범위에 속함은 당연한 것이다.
[부호의 설명]
100 : 피복관 샘플 200 : 풀링바
210 : 홀더 211,221 : 단턱
220 : 홀더캡 300 : 측정수단
310 : 결합봉 320 : 보호핀
M : 수나사 F : 암나사

Claims (4)

  1. 지지격자 거치대와, 상기 지지격대 거치대를 향해 왕복 이동하는 견인모듈이 설치된 장입동력장치를 포함하는 핵연료봉 장입장치가 마련되고,
    지지격자의 일측에 위치되며, 핵연료봉 피복관과 동일한 직경을 갖는 중공의의 피복관 샘플;
    일단부는 상기 지지격자의 셀을 통과하여 상기 핵연료봉 피복관 샘플에 결합되며, 타단부는 견인모듈에 결합된 풀링바; 및
    상기 풀링바에 설치되며, 상기 견인모듈이 상기 풀링바를 당기는 힘을 측정하는 측정수단을 포함하는 경수로 핵연료봉 장입력 측정장치.
  2. 제1항에 있어서,
    상기 견인모듈에는 양측이 관통된 통공이 형성된 가이드 플레이트가 마련되고,
    상기 풀링바의 타단부는 상기 가이드 플레이트의 통공 일측을 통과해 가이드 플레이트의 통공 타측에서 측정수단과 나사 결합된 것을 특징으로 하는 경수로 핵연료봉 장입력 측정장치.
  3. 제1항 또는 제 2항에 있어서,
    상기 풀링바는 상기 피복관 샘플과의 결합을 위한 홀더를 포함하며,
    상기 홀더의 일단부는 상기 풀링바의 일단부에 나사 결합되고, 상기 홀더의 타단부는 상기 피복관 샘플을 통과해 홀더캡에 결합되어 상기 피복관 샘플과 결합된 것을 특징으로 하는 경수로 핵연료봉 장입력 측정장치.
  4. 제3항에 있어서,
    상기 피복관 샘플의 일측에 대응되는 상기 홀더캡과, 상기 피복관 샘플의 타측에 대응되는 상기 홀더에는 상기 피복관 샘플을 지지하는 단턱이 형성된 것을 특징으로 하는 경수로 핵연료봉 장입력 측정장치.
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