ES2111850T5 - Construccion de rejilla de interceptacion de desechos para haz de combustible de un reactor nuclear de agua en ebullicion. - Google Patents
Construccion de rejilla de interceptacion de desechos para haz de combustible de un reactor nuclear de agua en ebullicion.Info
- Publication number
- ES2111850T5 ES2111850T5 ES94302536T ES94302536T ES2111850T5 ES 2111850 T5 ES2111850 T5 ES 2111850T5 ES 94302536 T ES94302536 T ES 94302536T ES 94302536 T ES94302536 T ES 94302536T ES 2111850 T5 ES2111850 T5 ES 2111850T5
- Authority
- ES
- Spain
- Prior art keywords
- fuel
- circulation
- construction
- grid
- waste
- Prior art date
- Legal status (The legal status 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 status listed.)
- Expired - Lifetime
Links
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
- 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
- G21C3/3206—Means associated with the fuel bundle for filtering the coolant, e.g. nozzles, grids
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
- G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
- G21C1/08—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
- G21C1/086—Pressurised water reactors
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Heat Treatment Of Water, Waste Water Or Sewage (AREA)
Abstract
EN UN DEPOSITO DE COMBUSTIBLE DE UN REACTOR DE AGUA HIRVIENDO (B) SE SITUA UNA CONSTRUCCION EN REJILLA TRIDIMENSIONAL DE CAPTURA DE DESPERDICIO DENTRO DEL VOLUMEN DE FLUJO DEFINIDO POR EL ENSAMBLAJE INFERIOR DEL DISCO DE UNION (T) ENTRE LA BOCA DE ENTRADA Y UNA REJILLA DE APOYO DE VARILLA DE COMBUSTIBLE (G). SE UTILIZA UN DISCO PERFORADO QUE TIENE AGUJEROS REDONDOS COMO PEQUEÑO CONSISTENTE COMO PRECAUCION DE CERRADO INADVERTIDO DEBIDO A IMPUREZAS Y UN AGUJERO DE PASO CONSISTENTE CON REQUERIMIENTOS DE INTEGRIDAD MECANICA. EL DISCO PERFORADO SE COLOCA EN UNA CONSTRUCCION TRIDIMENSIONAL TAL COMO UNA BOVEDA (44), CILINDRO (60), PIRAMIDE, PIRAMIDE INVERTIDA (80) O UNA CONSTRUCCION ACANALADA (100) ATRAVESANDO EL VOLUMEN DE FLUJO DEL ENSAMBLAJE INFERIOR DEL DISCO DE UNION (T). COMO CONSECUENCIA DE ESTA CONSTRUCCION EN REJILLA TRIDIMENSIONAL, EL FLUJO TOTAL A TRAVES DEL AEREA DE LAS PERFORACIONES EN EL DISCO DE METAL NO SUPONE PERDIDA DE PRESION APRECIABLE EN EL ENSAMBLAJE INFERIOR DEL DISCO DE UNION (T) ENTRE LA BOCA DE ENTRADA Y LA REJILLA DE APOYO DE VARILLA(G). EL MOVIMIENTO DE FLUIDO EN LOS AGUJEROS RETENEDORES DE DESPERDICIO DE LA CONSTRUCCION DE REJILLA TIENE UNA BAJA VELOCIDAD DE FLUJO Y SUFRE UN CAMBIO DE DIRECCION ANTES DE PASAR A TRAVES DE LOS AGUJEROS PARA EVITAR QUE EL DESPERDICIO PASE A TRAVES DE LOS AGUJEROS DE LA REJILLA. FINALMENTE, ES POSIBLE INCORPORAR TRAMPAS PARA DESPERDICIO (72,95) DENTRO DEL VOLUMEN DE FLUJO DEL ENSAMBLAJE DEL DISCO INFERIOR DE UNION (T) QUE PUEDEN PROPICIAR LA CAPTURA Y POSTERIOR RETIRADA DE DESPERDICIO ATRAPADO TRAS EL RECAMBIO DEL DEPOSITO DE COMBUSTIBLE.
Description
Construcción de rejilla de interceptación de
desechos para haz de combustible de un reactor nuclear de agua en
ebullición.
Esta invención se refiere a un haz de combustible
de un reactor nuclear de agua en ebullición, que incluye una
disposición de interceptación de desechos para su incorporación en
el interior del volumen de circulación existente entre la boquilla
de entrada y la rejilla de soporte de las barras del ensamblaje de
la placa de asiento inferior.
Los reactores nucleares de agua en ebullición
llevan funcionado muchos años. Durante su construcción inicial y en
sus vidas en servicio, estos reactores pueden acumular desechos en
sus sistemas cerrados de circulación del moderador. Estos desechos
pueden llegar a ser un peligro para el funcionamiento si se permite
que los desechos entren en el interior de la región del núcleo que
contiene a los haces de combustible que incorporan a las barras de
combustible generadoras de calor. Con el fin de entender este
problema, en primer lugar es necesario proporcionar un resumen de
la construcción del reactor puesto que la misma se encuentra
relacionada con la acumulación de los desechos en el núcleo. A
continuación se establecerá la construcción de los haces de
combustible. Se dará una importancia especial a la necesidad de
mantener substancialmente sin cambios las regiones en las que se
produce una pérdida de carga en el interior de los haces de
combustible. A continuación, se resumirán los efectos causados por
los desechos que se introducen dentro de la región de las barras de
combustible de los haces de combustible.
La construcción de los reactores nuclear de agua
en ebullición se puede resumir simplemente a objeto de la
comprensión del problema de la interceptación de los desechos.
Tales reactores nucleares están provistos con un gran núcleo
central. El caudal de agua líquida de refrigeración/moderación
entra en el núcleo desde el fondo y sale del núcleo como una mezcla
de agua y vapor por la parte superior.
El núcleo incluye a muchos haces de combustible
que se encuentran situados en posiciones de lado por lado. El agua
se introduce dentro de cada haz de combustible a través de una
pieza fundida de soporte del haz de combustible desde un pleno de
alta presión que se encuentra situado por debajo del núcleo. El
agua pasa con una circulación distribuida a través de los haces de
combustible individuales, se calienta para generar vapor y sale por
la porción superior del núcleo como una mezcla de dos fases de agua
y vapor, de la cual se extrae el vapor para la generación de la
energía.
La pieza fundida de soporte del núcleo y los
haces de combustible son el origen de la pérdida de presión en la
circulación del agua a través del núcleo. Esta pérdida de presión
asegura una distribución de la circulación substancialmente igual a
través de los haces de combustible individuales del núcleo del
reactor. Cuando se recuerde que existen tantos como 750 haces de
combustible individuales en un núcleo del reactor, se podrá
apreciar que asegurarse de la uniformidad de la distribución de la
circulación es importante. Interferir con la pérdida de carga en el
interior de los haces de combustible podría afectar la distribución
general del refrigerante/moderador en el interior de los haces de
combustible del núcleo del reactor.
Habiendo establecido la construcción del reactor
nuclear de agua en ebullición en aquello que es pertinente, se
podrá dirigir la atención a la construcción de los mismos haces de
combustible.
Los haces de combustible para un reactor nuclear
de agua en ebullición incluyen a un ensamblaje de placa de asiento
inferior de soporte de las barras de combustible, siendo dicho
ensamblaje de la placa de asiento inferior una pieza fundida. El
ensamblaje de la placa de asiento inferior incluye en su punto más
bajo a un asa que sobresale hacia abajo y que cubre a una boquilla
de entrada. Esta boquilla de entrada incluye a una conexión de
entrada a un volumen de circulación aumentado de tamaño que se
encuentra situado en el interior del ensamblaje de la placa de
asiento inferior. En el extremo superior del volumen de circulación
existe una rejilla de soporte de las barras. Entre la rejilla de
soporte de las barras y la boquilla se define un volumen de
circulación.
La rejilla de soporte de las barras tiene dos
propósitos. En primer lugar, la rejilla de soporte de las barras
proporciona la conexión del soporte mecánico para soportar el peso
de las barras de combustible individuales que se transmite a través
de la placa de asiento inferior completamente a la pieza fundida de
soporte de combustible. En segundo lugar, la rejilla de soporte de
las barras proporciona un recorrido de la circulación para el agua
líquida moderadora en el interior del haz de combustible con el fin
de que pase entre las barras de combustible que se encuentran
soportadas en posiciones de lado por lado.
Por encima de la placa de asiento inferior, cada
haz de combustible incluye a una matriz de barras de combustible
erectas, que son unos tubos cerrados que contienen a un material
fisionable que cuando se efectúa la reacción nuclear producen el
vapor generador de energía. La matriz de las barras de combustible
erectas incluye en su extremo superior a una denominada placa de
asiento superior. Esta placa de asiento superior sostiene al menos
a algunas de las barras de combustible en una alineación vertical
de lado por lado. Algunas de las barras de combustible se encuentran
unidas a ambas placas de asiento inferior y superior. Normalmente,
entre las placas de asiento inferior y superior existen incluidas
unas barras de agua para mejorar la relación de agua moderadora a
combustible, particularmente en la región superior de fracción más
alta vacía del haz de combustible.
Los haces de combustible también incluyen a
aproximadamente siete separadores de las barras de combustible que
se encuentran dispuestos en distintas alturas a lo largo de la
longitud del haz de combustible. Estos separadores son necesarios
debido a que las barras de combustible son largas (aproximadamente
406.4 cm) y esbeltas (aproximadamente 1,02 a 1,27 cm de diámetro) y
podrían entrar en contacto abrasivo como consecuencia de las
fuerzas dinámicas causadas por la circulación del fluido y por la
generación de la energía nuclear en el interior de los haces de
combustible. Estos separadores proporcionan unas restricciones
apropiadas para cada barra de combustible en sus elevaciones
respectivas y de esta manera impiden que se produzca el contacto
abrasivo entre las barras de combustible y mantienen a las barras de
combustible con unas separaciones uniformes en relación con las
otras a lo largo de la longitud del haz de combustible, para un
funcionamiento óptimo. Como se desarrollará aquí más adelante,
estos separadores son los lugares donde pueden quedar atrapados los
desechos y pueden dañar a las barras de combustible.
Cada haz de combustible se encuentra rodeado por
un canal. Este canal hace que el agua que circula entre las placas
de asiento se encuentre restringida a un único haz de combustible
en un recorrido aislado de la circulación entre las placas de
asiento. El canal también sirve para separar el recorrido de la
circulación que genera vapor a través de los haces de combustible de
la región de derivación del núcleo circundante, utilizándose esta
región para la penetración de las barras de control. El agua en la
región de derivación también proporciona una moderación de los
neutrones.
Durante el funcionamiento de un reactor nuclear
de agua en ebullición, es importante entender la importancia que
tiene el mantener la distribución de la circulación diseñada
originalmente. De manera específica, desde la entrada inferior del
pleno (alta presión) del núcleo a la salida del núcleo de la mezcla
de vapor y agua a través de las placas de asiento superior de los
haces de combustible, existe una pérdida de carga de
aproximadamente 1,406 kg/cm^{2} en las condiciones típicas de
funcionamiento de la circulación de 100%/100%. Aproximadamente
0,492 a 0,562 kg/cm^{2} de esta pérdida de carga se produce a
través de la pieza fundida de soporte del combustible. Esta pérdida
de carga principalmente es para asegurar la distribución uniforme
de la circulación de refrigerante/moderador a través de los muchos
haces de combustible que constituyen el núcleo del reactor y se
relaciona con la prevención de las inestabilidades de
funcionamiento en el interior del reactor a ciertas relaciones de
potencia del reactor. En la placa de asiento inferior de cada haz
de combustible, desde la boquilla de entrada al interior del
volumen de circulación y a través de la rejilla de soporte de las
barras de combustible, se produce una pérdida de carga de
aproximadamente 0,0703 a 0,105 kg/cm^{2}, lo cual contribuye a
establecer la distribución de la circulación entre las barras de
combustible individuales de cada haz de combustible. Finalmente, a
través del mismo haz de combustible, desde la rejilla de soporte
inferior a la salida en la placa de asiento superior, normalmente se
produce una pérdida de carga de aproximadamente 0,773 kg/cm^{2}
.
Cuando se introducen nuevos haces de combustible
en el interior del núcleo del reactor, estas pérdidas de carga se
deben mantener. De otra manera, la distribución de la circulación
del refrigerante/moderador se encontraría comprometida.
Habiendo resumido la construcción y el
funcionamiento de un reactor nuclear de agua en ebullición, se podrá
comprender el problema de los desechos residentes en el interior
del sistema cerrado de circulación del moderador del reactor.
Típicamente, los desechos en el interior de los reactores nucleares
de agua en ebullición pueden incluir materiales extraños producidos
durante la construcción del reactor. Además, la corrosión durante
la vida en servicio del reactor también libera desechos. Finalmente
y durante las numerosas paradas y reparaciones, se acumulan unos
desechos adicionales. Por lo tanto se podrá entender que los
reactores nucleares constituyen unos sistemas cerrados de
circulación que esencialmente acumulan desechos al aumentar la
edad.
Se ha descubierto que un lugar particularmente
normal y problemático de acumulación de los desechos se encuentra en
los haces de combustible entre las barras de combustible y de
manera particular en la proximidad de los separadores de las barras
de combustible. Se recordará que cada barra de combustible se
encuentra rodeada por el separador en una elevación particular del
separador. Las partículas de los desechos tienden a alojarse entre
la estructura del separador y las barras de combustible y a menudo
vibran dinámicamente con la circulación del refrigerante/moderador,
entrando en contacto abrasivo con los revestimientos sellados de las
barras de combustible. Tal vibración inducida por la circulación en
el interior del reactor puede dañar y daña -por rozamiento- así
como rompe el revestimiento de las barras de combustible. Si se
produce un número suficiente de rupturas del revestimiento, podría
ser necesaria la parada de la planta.
Los intentos de la técnica anterior de colocar
unos dispositivos para impedir que los desechos entren en las
regiones de las barras de combustible, han incluido la alteración
de la estructura de soporte de la rejilla del ensamblaje de la
placa de asiento inferior. En el Documento
EP-A-0432739 se muestra una
alteración de la estructura de la rejilla. Esta alteración incluye
la colocación de los orificios pasantes requeridos en la estructura
de la rejilla con unas partes del canal de circulación que tienen
unos ejes que no son colineales. Debido a que estos canales de
circulación son parte de la rejilla de soporte de las barras de
combustible, el tamaño de los orificios pasantes necesariamente es
grande para mantener la resistencia de la rejilla de soporte de las
barras y el área sobre la cual se encuentran distribuidos los
orificios solamente es coextensiva con el ensamblaje de la placa de
asiento inferior en la rejilla de soporte.
En el documento
EP-A-0432738 se muestra un filtro en
forma de aleta como colector de desechos de los reactores de agua en
ebullición.
Se han realizado varios intentos para filtrar los
desechos en los reactores de agua a presión. En el Documento de
Patente U.S 4.664.880 de Bryan, emitido el 12 de Mayo de
1987, se utiliza una trampa de desechos en forma de malla que se
encuentra situada en el fondo de un haz de combustible de un reactor
de agua presurizada. En el Documento
EP-A-0196611, esta estructura está
modificada para incluir a una trampa de retención de desechos.
Estos haces de combustible del reactor de agua presurizada
constituyen unas estructuras abiertas y carecen de la trayectoria
de la circulación confinada en el canal entre las placas de asiento
superior e inferior que es común a los reactores nucleares de agua
en ebullición. La estructura del canal que se requiere en la
construcción de los reactores nucleares de agua en ebullición se
encuentra totalmente ausente en la construcción de los reactores de
agua presurizada. Puesto que la circulación se puede producir entre
los haces de combustible adyacentes en un reactor de agua
presurizada a lo largo de la longitud completa de los haces de
combustible, la colocación de las pantallas y de las trampas
mostradas no se produce en el interior de una trayectoria confinada
de la circulación. Además, tales haces de combustible no tienen el
ensamblaje mostrado de la placa de asiento inferior que se utiliza
en los reactores de agua en ebullición que incluye a la boquilla de
entrada y al volumen de circulación definido para la rejilla de
soporte de las barras en el fondo de los haces de combustible.
En un dispositivo de interceptación de los
desechos de la técnica anterior, la placa de asiento inferior se
encuentra modificada con un recorrido serpentino, casi en forma de
unas V paralelas (cheurón). Unas estructuras de soporte de las
barras se encuentran superpuestas a esta construcción de manera que
el peso de las barras no aplaste al recorrido serpentino
subyacente.
De acuerdo con la invención, se proporciona un
haz de combustible para un reactor de agua en ebullición que
incluye a una construcción de rejilla de interceptación de desechos
para su colocación en el interior de un volumen de circulación
definido por un ensamblaje hueco de placa de asiento inferior que
tiene una boquilla de entrada en un extremo inferior del mismo y una
rejilla de soporte de las barras de combustible en un extremo
superior del mismo, proporcionando la citada rejilla de soporte de
las barras de combustible una conexión de soporte mecánico para
soportar el peso de las barras de combustible individuales del haz
de combustible, estando definido el citado volumen de circulación
entre la citada boquilla de entrada y la citada rejilla de soporte
de las barras de combustible, siendo la rejilla de interceptación de
los desechos una construcción de placa perforada que se sitúa en el
interior del citado volumen de circulación del citado ensamblaje de
placa de asiento inferior; estando formada dicha construcción de
placa perforada por una placa perforada provista de numerosas
corrugaciones y no es coplanar con los orificios que se encuentran
situados en unas posiciones de lado a lado, formando una
construcción de tres dimensiones que tiene un área total de
circulación que supera al área de la sección transversal plana del
citado volumen de circulación del citado ensamblaje de placa de
asiento inferior entre la citada boquilla de entrada y la citada
rejilla de soporte, de manera que se obliga a que una porción
substancial del refrigerante que circula a través del citado
volumen de circulación cambie de dirección entre la boquilla de
entrada y la rejilla de soporte de las barras de combustible. En
una realización particular de la invención, se utiliza una placa
perforada que tiene unos orificios redondos con un diámetro tan
pequeño como 1,27 mm con un paso suficientemente grande para
asegurar la integridad estructural durante la vida del haz de
combustible. Como consecuencia de esta construcción de tres
dimensiones de la rejilla, el área total de paso de la circulación
en las perforaciones en la placa de metal debería ser mayor que el
área de circulación a través del haz sin el interceptor de los
desechos y no introduce una pérdida de carga adicional
significativa en el ensamblaje de la placa de asiento inferior entre
la boquilla de entrada y la rejilla de soporte de las barras de
combustible. El movimiento del fluido en los orificios de bloqueo
de los desechos de la construcción de la rejilla tiene una
velocidad de circulación lo suficientemente lenta para impedir que
los desechos encuentren un paso a través de los orificios de la
rejilla. Las construcciones de rejilla de tres dimensiones
mostradas originan un cambio en la dirección de la circulación en
los orificios de restricción de los desechos, lo cual requiere un
cambio de momento del líquido refrigerante/moderador y deja a los
desechos moviéndose en paralelo con la superficie de la rejilla. Los
desechos, que tienen una densidad mucho mayor que el refrigerante,
no pueden realizar el cambio abrupto de dirección y son
transportados en paralelo con la superficie de la rejilla a las
regiones situadas más allá de la región perforada. Al mismo tiempo,
la estructura de la rejilla constituye una construcción
mecánicamente adecuada, la cual no se romperá ni será el origen de
más desechos. De manera alternativa, el ensamblaje de la placa de
asiento inferior puede consistir en una rejilla separada de soporte
de las barras, atornillada a un ensamblaje de boquilla de entrada,
produciéndose el atornillamiento del ensamblaje ya sea por medio de
unos pernos separados o por unos tapones roscados extendidos de la
barra de tracción. Además, la rejilla se puede fabricar del mismo
acero inoxidable con el que se funde el ensamblaje de la placa de
asiento inferior, lo cual permite una unión por soldadura a la
pieza fundida del ensamblaje de la placa de asiento inferior.
Finalmente, es posible incorporar unas trampas de desechos en el
interior del volumen de circulación del ensamblaje de la placa de
asiento inferior que puedan causar la interceptación y la
eliminación posterior de los desechos atrapados con el reemplazo
del haz de combustible.
A continuación se describirá la invención con
mayor detalle, a título de ejemplo, haciendo referencia a los
dibujos en los cuales:
La Figura 1 es un esquema de la sección del
núcleo de un reactor nuclear de agua en ebullición, que ilustra el
pleno inferior de alta presión, una pieza fundida de soporte del
haz de combustible, un grupo de cuatro soportes de los haces de
combustible en sus ensamblajes de la placa de asiento inferior
respectivos sobre la pieza fundida de soporte;
las Figuras 2A y 2B son respectivamente unos
alzados laterales en el interior de la placa de asiento inferior y
un alzado lateral retirado de la placa de asiento inferior de una
pirámide que tiene unos lados corrugados;
las Figuras 3A, 3B y 3C son respectivamente, un
alzado lateral en el interior de la placa de asiento inferior, una
vista en perspectiva de una construcción de rejilla, y un primero y
segundo detalles de unas secciones transversales de una
construcción corrugada de intercepción de desechos;
las Figuras 4A y 4B son respectivamente, un
alzado lateral y una vista en perspectiva de una construcción de
rejilla corrugada similar a la construcción de las Figuras 3A, 3B y
3C con una inserción, ilustrada aquí, a través una abertura en las
paredes laterales de los ensamblajes de la placa de asiento
inferior.
Haciendo referencia a la Figura 1, se muestra un
detalle pertinente de una porción de un núcleo del reactor. El
alojamiento H del accionamiento de las barras de control tiene una
pieza fundida de soporte del combustible C que se encuentra
soportada sobre el mismo. La pieza fundida de soporte del
combustible C incluye a un brazo 16 que orienta a la pieza fundida
C con respecto al pasador 14 en la placa del núcleo P.
La placa del núcleo P divide al pleno inferior L
de alta presión del núcleo R, manteniendo la barrera de presión
diferencial necesaria para producir la circulación controlada en el
interior de los muchos haces de combustible individuales del
reactor.
La pieza fundida de soporte de combustible C
incluye a cuatro aperturas 20 en las cuales se sitúan cuatro haces
de combustible B en sus ensamblajes de la placa de asiento inferior
T respectivos. Cada uno de los ensamblajes huecos de la placa de
asiento inferior T se encuentra dispuesto para hacer que su boquilla
de entrada N se comunique con una de las aperturas 20 de la pieza
fundida de soporte del combustible.
La pieza fundida de soporte de combustible C
también incluye a unas aberturas a través de las cuales las barras
de control 22 penetran en los intersticios de los cuatro haces de
combustible que se encuentran asentados sobre la parte superior de
la pieza fundida de soporte de combustible C. Puesto que la acción
de las barras de control no es importante en relación con esta
invención, no se incluirá una discusión adicional de este aspecto
del reactor.
Recordando que solamente se ilustran cuatro de
los posibles 750 haces de combustible, se podrá entender que la
pérdida de carga a través de la placa del núcleo P es importante.
Como consecuencia, una revisión de la pérdida de carga dentro de un
reactor nuclear de agua en ebullición puede ser instructiva.
En primer lugar, a través de un orificio (no
mostrado) en la pieza fundida de soporte de combustible C. se
produce una pérdida de carga de 0,492 a 0,562 kg/cm^{2} bajo unas
condiciones típicas de funcionamiento de 100% potencia /100%
circulación. Esta pérdida de carga se utiliza para asegurar la
distribución uniforme de la circulación de refrigerante del haz a
través de los muchos (hasta 750) haces de combustible en el
interior de un reactor nuclear de agua en ebullición.
En segundo lugar, en la placa de asiento inferior
T de los haces de combustible de cada pieza fundida de soporte de
combustible C, se produce una pérdida de carga de aproximadamente
0,105 kg/cm^{2}. Esta pérdida de carga es un resultado primario
del cambio de la velocidad de la circulación que se produce a
través de esta compleja estructura geométrica.
Finalmente, cuando el refrigerante se eleva y
genera vapor en el interior de los haces de combustible, se produce
una pérdida de carga de aproximadamente 0,703 a 0,844 kg/cm^{2}.
Esta pérdida de carga se distribuye a través de la longitud del haz
de combustible y es importante para la estabilidad de funcionamiento
de los haces de combustible individuales así como de los haces de
combustible que colectivamente constituyen el núcleo del reactor
nuclear.
Se debe entender que el resumen de las pérdidas
de carga que se ha dado más arriba está grandemente simplificado.
Esto es una parte muy compleja del diseño y del funcionamiento de
un reactor nuclear. Habiendo establecido lo anterior, se debe
recalcar un punto. La pérdida de carga en el interior de los haces
de combustible individuales de un reactor de agua en ebullición
debe permanecer substancialmente sin modificar. Como consecuencia,
si se va a utilizar un aparato para impedir el arrastre de los
desechos en los haces de combustible, se deben evitar los cambios
apreciables en la pérdida de carga total de los haces de
combustible.
Habiendo revisado cuidadosamente los requisitos
para evitar el incremento de la pérdida de carga en los dispositivos
de restricción de los desechos, se pueden realizar varios
comentarios adicionales.
En primer lugar, cualquier disposición de
interceptación de desechos debe ser lo suficientemente rígida para
que el aparato de exclusión no se puede romper bajo ninguna
circunstancia, presente un fallo en la interrupción de los desechos
y él mismo se convierta en el origen de desechos adicionales. Por
esta razón, no se utilizan mallas de hilo. En su lugar se utiliza
en todos los casos metal perforado en los ejemplos que siguen.
En segundo lugar, se ha encontrado que es
deseable restringir la pérdida de carga a un mínimo. Esto se puede
conseguir haciendo que la velocidad de la circulación a través de
las mismas aberturas sea lo más baja posible. Una segunda razón
para esta limitación es el arrastre de los desechos en la
circulación. Asumiendo el arrastre de los desechos en la
circulación, si existe cualquier posible ángulo de ataque que
permita que los desechos pasen a través de una aberturas, dado un
tiempo suficiente se producirá eventualmente el paso a través de las
aberturas. Manteniendo una velocidad baja en las aberturas
respectivas, el arrastre de los desechos tiene menos probabilidades
de producirse. Además, se ha encontrado que se puede conseguir una
reorientación de la circulación en un orificio de rechazo con un
ángulo con el cual sea menos probable el paso de los desechos. Como
consecuencia, la velocidad de la circulación en las aberturas de
restricción se restringe al valor mínimo posible.
En tercer lugar, se ha encontrado que la
modificación de la rejilla de soporte de las barras, que es una
técnica que se ha utilizado en la técnica anterior, no es
satisfactoria. De manera específica, se prefiere utilizar unas
aberturas de paso lo más pequeñas posible, hasta una dimensión que
tenga un diámetro de 1,27 mm. Desgraciadamente, la rejilla de
soporte de las barras es un miembro que debe tener las propiedades
estáticas y dinámicas para soportar a las barras de combustible
bajo todas las condiciones imaginables. La utilización de una
matriz de tales orificios en la rejilla de soporte de las barras
con los pasos requeridos para una baja pérdida de carga en la placa
de asiento inferior, no es practicable. En primer lugar, puesto que
las pequeñas aberturas se encontrarían confinadas al plano de la
rejilla de soporte de las barras, se producirá una reducción total
del área de la circulación que conducirá a una pérdida de carga
inaceptable así como a unas elevadas velocidades de la circulación a
través de los orificios individuales en la rejilla de soporte de
las barras. Además, una matriz como ésta de pequeñas aberturas en
la rejilla de soporte de las barras reduciría la resistencia de la
rejilla hasta un nivel inferior al que se requiere para soportar a
las barras de combustible.
Se ha identificado el denominado volumen de
circulación del ensamblaje de la placa de asiento inferior como un
candidato primario para la colocación del aparato de rechazo de los
desechos, preferiblemente el metal perforado que se utiliza en esta
construcción. En los haces de combustible de los reactores
nucleares de agua en ebullición, en el ensamblaje de la placa de
asiento inferior se encuentra definido por una pared periférica W
que se extiende entre la boquilla en el extremo inferior y la
rejilla de soporte de las barras de combustible en el extremo
superior, un volumen de circulación relativamente grande. Este
volumen de circulación es lo suficientemente grande para acomodar a
una estructura de tres dimensiones (es decir, que no es plana)
estando comunicado un lado de la estructura de tres dimensiones con
la boquilla de entrada y el otro lado de la estructura de tres
dimensiones se encuentra comunicado con la rejilla de soporte de las
barras. Al mismo tiempo, la periferia de la estructura de soporte
de tres dimensiones se puede unir a los lados del ensamblaje de la
placa de asiento inferior, de manera que todos los fluidos que
pasan a través del volumen de circulación del ensamblaje de la placa
de asiento inferior simplemente deben pasar a través de las
aberturas restrictivas de la placa perforada. Solamente se requiere
una pequeña modificación al ensamblaje de la placa de asiento
inferior.
El volumen de circulación en el ensamblaje de la
placa de asiento inferior tiene una ventaja adicional. De manera
específica y si la rejilla de restricción de la circulación debe
estar confinada en un plano que se extiende a través del volumen de
circulación de la placa de asiento inferior, las aberturas en la
placa definirían un área total de circulación menor que la del plano
en el cual se encuentra dispuesta la placa perforada. Cuando una
placa perforada se utiliza para fabricar una estructura de tres
dimensiones, el área de las aberturas disponibles se puede
incrementar por encima del área total posible cuando la placa
perforada se encuentre confinada en un plano. De hecho, cuando se
utiliza una estructura suficiente, el área total de circulación
disponible en los orificios agregados de la estructura de tres
dimensiones excederá el área total de la sección transversal del
volumen de circulación del ensamblaje de la placa de asiento
inferior antes de la inserción del ensamblaje de restricción de los
desechos. Además, un ensamblaje interceptor de desechos
adecuadamente diseñado mejorará la distribución de la circulación
en la entrada del haz de combustible.
Habiendo establecido estas consideraciones, se
podrá dirigir la atención a las realizaciones de la invención.
Haciendo referencia a las Figuras 2A - 2C, en
donde se ilustra una construcción de pirámide invertida 80' que
tiene los lados discretos fabricados de una construcción corrugada.
Esto tiene la ventaja de expandir el área total de la construcción
de rejilla mientras mantiene la construcción de rejilla de tres
dimensiones sustancialmente invariable.
Como una posible característica adicional, se
puede ver además que un anillo 95 ha sido fundido interiormente de
un volumen V de circulación del ensamblaje de la placa de asiento
inferior T. Estando este anillo situado inmediatamente adyacente a
la base de la pirámide invertida 80. Esto tiene la ventaja de
permitir que los desechos caigan a una corta distancia del depósito
de desechos formado en el interior del volumen de circulación V,
sin que la caída de desechos disperse dichos desechos lejos del
aparato de interceptación de desechos subyacente formado por el
anillo 95.
Haciendo referencia a las Figuras 3A y 3B, en las
que se muestra una construcción de rejilla de tres dimensiones, en
donde una placa perforada 100 está provista de numerosas
corrugaciones. Las corrugaciones -igual que para las otras
construcciones de tres dimensiones- expanden el área efectiva a
medida que están dispuestas a través del volumen de circulación V
del ensamblaje de la placa de asiento inferior T.
La Figura 3C es un detalle de la construcción.
Los orificios pueden estar situados sobre toda la superficie de la
placa, o pueden ser omitidos en las regiones de curvatura aguda
110. Usando los orificios situados sobre toda la superficie
proporciona un área de circulación mayor y reduce la pérdida de
presión. No obstante, en las regiones 110 la dirección general de
circulación es la misma que la del eje de los orificios, para que
una porción de los desechos pueda pasar a través. Cuando los
orificios están omitidos en las regiones 110, toda la circulación
deberá hacer un recodo de cerca de 90º. De esta manera, la
construcción sin orificios en las regiones de curvatura aguda es
preferente, según se muestra en la Figura 3C. Hasta aquí, todas las
construcciones han mostrado una modificación en el ensamblaje de la
placa de asiento inferior T, ya sea introduciendo la estructura de
rejilla de tres dimensiones en la boquilla N ó bajo la rejilla de
soporte de la barra G. Según se muestra en la Figura 4, el
ensamblaje de rejilla de tres dimensiones puede ser introducido a
través del ensamblaje de la placa de asiento inferior T a lo largo
de una pared lateral 120, dentro de la abertura 121. Según se
muestra, la rejilla 100 puede ser montada entre las paredes 122 y
después insertada en las paredes laterales del ensamblaje de la
placa de asiento inferior T.
Se podrá entender que los conceptos que aquí se
han expuesto pueden admitir modificaciones. Por ejemplo, el interior
del volumen V de la placa de asiento inferior puede estar fabricado
antes de la recepción de la construcción de tres dimensiones de la
rejilla. Por ejemplo, un tetón que se desplaza a lo largo de la
parte interior del volumen de circulación V que tiene el perfil de
la rejilla 100 puede recibir y asentar a la construcción de tres
dimensiones de la rejilla en el interior del volumen de circulación
V. De manera similar, se pueden realizar otras modificaciones que
se encuentran dentro del ámbito de las Reivindicaciones anexas.
Claims (7)
1. Un haz de combustible de un reactor de agua en
ebullición, que incluye una construcción de rejilla de
interceptación de desechos (80', 100, 110) para su colocación en el
interior de un volumen de circulación (V) definido por un ensamblaje
hueco de la placa de asiento inferior (T) que tiene una boquilla de
entrada (N) en un extremo inferior del mismo y una rejilla de
soporte de las barras de combustible (G) en un extremo superior del
mismo, proporcionando la citada rejilla de soporte de las barras de
combustible (G) una conexión de soporte mecánico para soportar el
peso de las barras de combustible individuales del haz de
combustible (B), estando definido el citado volumen de circulación
entre la citada boquilla de entrada (N) y la citada rejilla de
soporte de las barras de combustible (G), siendo la rejilla de
interceptación de desechos (80', 100, 110) una construcción de
placa perforada y teniendo unos medios que montan a la citada
construcción de placa perforada en el interior del citado volumen de
circulación de la citada placa de asiento inferior (T);
en la que dicha construcción de
placa perforada está formada por una placa perforada provista de
numerosas corrugaciones y no es coplanar con unos orificios
situados en posiciones de lado a lado formando una construcción de
tres dimensiones que tiene un área de circulación total que excede
el área de la sección transversal plana del citado volumen de
circulación de dicho ensamblaje de la placa de asiento inferior
entre la citada boquilla de entrada (N) y la citada rejilla de
soporte de las barras de combustible (G), de manera que una porción
substancial de refrigerante que circula a través del citado volumen
de circulación es obligada a cambiar de dirección entre la boquilla
de entrada (N) y la rejilla de soporte de las barras de combustible
(G).
2. Un haz de combustible de un reactor de agua en
ebullición de acuerdo con la Reivindicación 1, en el que la citada
construcción de placa de tres dimensiones es una pirámide invertida
(80') con el citado vértice de la citada pirámide posicionado hacia
la construcción de tres dimensiones de la placa perforada
interiormente al volumen de circulación de la citada placa de
asiento inferior incluyen la sujeción a la base de la citada
pirámide (80') a las paredes laterales del volumen de circulación
del citado ensamblaje de la placa de asiento inferior.
3. Un haz de combustible de un reactor de agua en
ebullición de acuerdo con la Reivindicación 1, en el que la
construcción de la placa perforada tiene sus corrugaciones
extendidas a través de un plano que se extiende en ángulo recto a
la circulación de refrigerante.
4. Un haz de combustible de un reactor de agua en
ebullición de acuerdo con la Reivindicación 3, en el que los
orificios están situados sobre la placa entera.
5. Un haz de combustible de un reactor de agua en
ebullición de acuerdo con la Reivindicación 3, en el que los
orificios están omitidos en las regiones de flexionamiento agudo de
las corrugaciones.
6. Un haz de combustible de un reactor de agua en
ebullición de acuerdo con la Reivindicación 1 y que incluye unos
medios para atrapar los desechos en el citado ensamblaje de la
placa de asiento inferior después de la interrupción de la
circulación a través del citado ensamblaje de la placa de asiento
inferior (T).
7. Un haz de combustible de un reactor de agua en
ebullición de acuerdo con la Reivindicación 6, en el que los citados
medios para atrapar a los desechos en el citado ensamblaje de la
placa de asiento inferior cuando se interrumpe la circulación a
través del citado ensamblaje de la placa de asiento inferior
incluyen un anillo (95) situado alrededor de la citada boquilla de
entrada (N) del citado ensamblaje de la placa de asiento inferior
(T).
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US44687 | 1993-04-12 | ||
| US08/044,687 US5384814A (en) | 1993-04-12 | 1993-04-12 | Lower tie plate strainers for boiling water reactors |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| ES2111850T3 ES2111850T3 (es) | 1998-03-16 |
| ES2111850T5 true ES2111850T5 (es) | 2005-05-16 |
Family
ID=21933761
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| ES94302536T Expired - Lifetime ES2111850T5 (es) | 1993-04-12 | 1994-04-11 | Construccion de rejilla de interceptacion de desechos para haz de combustible de un reactor nuclear de agua en ebullicion. |
Country Status (6)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5384814A (es) |
| EP (1) | EP0620558B2 (es) |
| JP (1) | JP3490761B2 (es) |
| DE (1) | DE69408013T3 (es) |
| ES (1) | ES2111850T5 (es) |
| TW (1) | TW260797B (es) |
Families Citing this family (24)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5483564A (en) * | 1993-04-12 | 1996-01-09 | General Electric Company | Lower tie plate strainers including double corrugated strainers for boiling water reactors |
| US5479461A (en) * | 1994-06-30 | 1995-12-26 | Siemens Power Corporation | Attachable debris filter for BWR nuclear fuel assemblies |
| US5481577A (en) * | 1994-06-30 | 1996-01-02 | Siemens Power Corporation | Boiling water reactor fuel assembly filter |
| US5539793A (en) * | 1994-10-27 | 1996-07-23 | General Electric Company | Lower tie plate debris catcher for a nuclear reactor |
| US5519745A (en) * | 1994-11-03 | 1996-05-21 | General Electric Company | Lower tie plate debris catcher for a nuclear reactor |
| US5528640A (en) * | 1994-11-07 | 1996-06-18 | General Electric Company | Low pressure double offset plate catcher for a nuclear reactor |
| US5748694A (en) * | 1996-03-26 | 1998-05-05 | General Electric Company | Fuel bundle filter for a nuclear reactor fuel bundle assembly |
| ES2275630T3 (es) | 2000-08-01 | 2007-06-16 | General Electric Company | Conjunto de combustible nuclear que comprende un dispositivo de retencion de residuos. |
| US20040096026A1 (en) * | 2002-11-18 | 2004-05-20 | Hwang Choe | Apparatus and methods for optimizing reactor core coolant flow distributions |
| FR2864323B1 (fr) * | 2003-12-22 | 2008-07-18 | Framatome Anp | Embout d'extremite d'assemblage de combustible a moyens de maintien des extremites des crayons et assemblage correspondant |
| US8317035B2 (en) * | 2004-12-30 | 2012-11-27 | Global Nuclear Fuel-Americas, Llc. | Debris filter |
| US20090060114A1 (en) * | 2007-08-31 | 2009-03-05 | Global Nuclear Fuel - Americas, Llc | Debris shield for upper tie plate in a nuclear fuel bundle and method for filtering debris |
| US9620249B2 (en) * | 2007-08-31 | 2017-04-11 | Global Nuclear Fuel—Americas, LLC | Debris shield upper tie plate for nuclear fuel assembly and method to shield assembly from debris |
| US8396182B2 (en) * | 2007-08-31 | 2013-03-12 | Global Nuclear Fuel—Americas, LLC | Method and apparatus to shield a nuclear fuel assembly with removable debris shield in upper tie |
| US8116423B2 (en) | 2007-12-26 | 2012-02-14 | Thorium Power, Inc. | Nuclear reactor (alternatives), fuel assembly of seed-blanket subassemblies for nuclear reactor (alternatives), and fuel element for fuel assembly |
| UA98370C2 (ru) | 2007-12-26 | 2012-05-10 | Ториум Пауэр Инк. | Ядерный реактор (варианты), топливная сборка из зажигающе-воспроизводящих модулей для ядерного реактора (варианты) и топливный элемент топливной сборки |
| EP3032541B1 (en) | 2008-12-25 | 2019-02-20 | Thorium Power, Inc. | A fuel element and a method of manufacturing a fuel element for a fuel assembly of a nuclear reactor |
| US8548113B2 (en) * | 2009-08-28 | 2013-10-01 | Global Nuclear Fuel - Americas, Llc | Debris mitigation upper tie plates and fuel bundles using the same |
| US20110164719A1 (en) * | 2010-01-05 | 2011-07-07 | Westinghouse Electric Company, Llc | Nuclear fuel assembly debris filter bottom nozzle |
| US10170207B2 (en) | 2013-05-10 | 2019-01-01 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly |
| US10192644B2 (en) | 2010-05-11 | 2019-01-29 | Lightbridge Corporation | Fuel assembly |
| WO2011143172A1 (en) | 2010-05-11 | 2011-11-17 | Thorium Power, Inc. | Fuel assembly with metal fuel alloy kernel and method of manufacturing thereof |
| US8393437B2 (en) | 2011-02-15 | 2013-03-12 | Westinghouse Electric Company Llc | Noise and vibration mitigation system for nuclear reactors employing an acoustic side branch resonator |
| KR102216695B1 (ko) * | 2018-09-03 | 2021-02-18 | 한국원자력연구원 | 노심 용융물 냉각 장치 |
Family Cites Families (30)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB1100332A (en) * | 1964-03-14 | 1968-01-24 | Evans Adlard & Company Ltd | Improvements in or relating to filter elements |
| DE1514462A1 (de) * | 1965-05-19 | 1969-08-28 | Siemens Ag | Brennelement fuer Kernreaktoren |
| GB1169714A (en) * | 1966-08-08 | 1969-11-05 | Atomic Energy Authority Uk | Nuclear Reactor Fuel Elements |
| GB1214998A (en) * | 1967-03-09 | 1970-12-09 | Atomic Power Constr Ltd | Improvements in and relating to nuclear reactor fuel element debris receptacles |
| US3481832A (en) * | 1967-04-14 | 1969-12-02 | Combustion Eng | Nuclear reactor core and control element arrangement |
| US3801453A (en) * | 1972-02-11 | 1974-04-02 | Transfer Systems | Fuel assembly for power generating nuclear reactor |
| US3890233A (en) * | 1974-04-25 | 1975-06-17 | Edwin H Gischel | Apparatus for filtering radioactive fluids |
| GB1518292A (en) * | 1975-05-07 | 1978-07-19 | Atomic Energy Authority Uk | Nuclear reactor fuel sub-assemblies |
| JPS51140090A (en) * | 1975-05-30 | 1976-12-02 | Hitachi Ltd | Fuel aggregate |
| GB1582192A (en) * | 1977-06-03 | 1980-12-31 | Nuclear Power Co Ltd | Fuel sub-assemblies for nuclear reactors |
| SU718134A1 (ru) * | 1978-01-03 | 1980-02-29 | Предприятие П/Я А-7113 | Двухступенчатый фильтр дл очистки газа |
| JPS54102493A (en) * | 1978-01-30 | 1979-08-11 | Nippon Atom Ind Group Co Ltd | Impurities collector within fuel assembly |
| JPS54141989A (en) * | 1978-04-25 | 1979-11-05 | Toshiba Corp | Nuclear fuel assembly |
| US4376091A (en) * | 1979-04-02 | 1983-03-08 | Zurn Industries, Inc. | Mechanical strainer unit |
| FR2491668B1 (fr) * | 1980-10-08 | 1985-10-11 | Framatome Sa | Assemblage combustible de reacteur nucleaire |
| SE424237B (sv) * | 1980-10-29 | 1982-07-05 | Asea Atom Ab | Brensleelement for en kokarreaktor |
| US4615862A (en) * | 1983-12-21 | 1986-10-07 | Westinghouse Electric Corp. | Nuclear reactor with fuel assembly support means |
| US4655995A (en) * | 1984-05-11 | 1987-04-07 | Westinghouse Electric Corp. | Reversible BWR fuel assembly and method of using same |
| US4610838A (en) * | 1984-07-26 | 1986-09-09 | Westinghouse Electric Corp. | Method for removing debris from a nuclear reactor vessel |
| US4664880A (en) * | 1984-12-07 | 1987-05-12 | Westinghouse Electric Corp. | Wire mesh debris trap for a fuel assembly |
| FR2577345B1 (fr) * | 1985-02-08 | 1989-09-22 | Framatome Sa | Dispositif de filtration d'un liquide en circulation dans le circuit de refroidissement d'un reacteur nucleaire et procede de fabrication de ce dispositif |
| US4678627A (en) * | 1985-04-04 | 1987-07-07 | Westinghouse Electric Corp. | Debris-retaining trap for a fuel assembly |
| FR2646005B1 (fr) * | 1989-04-12 | 1991-07-26 | Framatome Sa | Embout inferieur d'un assemblage combustible d'un reacteur nucleaire comportant un filtre de retenue de particules |
| FR2647944B1 (fr) * | 1989-06-02 | 1993-12-10 | Framatome | Assemblage combustible d'un reacteur nucleaire comportant un dispositif de retenue de particules contenues dans le fluide de refroidissement du reacteur |
| JPH03111795A (ja) * | 1989-09-27 | 1991-05-13 | Nuclear Fuel Ind Ltd | 核燃料集合体 |
| SE465192B (sv) * | 1989-12-15 | 1991-08-05 | Asea Atom Ab | Braenslepatron foer en kaernreaktor av laettvattentyp |
| US5030412A (en) * | 1990-05-04 | 1991-07-09 | Advanced Nuclear Fuels Corporation | Fuel assembly debris screen |
| US5009839A (en) * | 1990-09-04 | 1991-04-23 | B&W Fuel Company | Nuclear fuel assembly bottom nozzle plate |
| SE469046B (sv) * | 1991-02-11 | 1993-05-03 | Asea Atom Ab | Braenslepatron foer en kaernreaktor av laettvattentyp |
| JP2646956B2 (ja) * | 1993-04-19 | 1997-08-27 | 株式会社栗本鐵工所 | 二軸式回転破砕機およびその回転刃取り替え方法 |
-
1993
- 1993-04-12 US US08/044,687 patent/US5384814A/en not_active Expired - Fee Related
-
1994
- 1994-01-05 TW TW083100049A patent/TW260797B/zh active
- 1994-04-11 ES ES94302536T patent/ES2111850T5/es not_active Expired - Lifetime
- 1994-04-11 EP EP94302536A patent/EP0620558B2/en not_active Expired - Lifetime
- 1994-04-11 DE DE69408013T patent/DE69408013T3/de not_active Expired - Fee Related
- 1994-04-12 JP JP07236594A patent/JP3490761B2/ja not_active Expired - Fee Related
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| DE69408013T2 (de) | 1998-09-03 |
| EP0620558B2 (en) | 2004-10-20 |
| DE69408013T3 (de) | 2005-01-27 |
| EP0620558A1 (en) | 1994-10-19 |
| JPH06347576A (ja) | 1994-12-22 |
| US5384814A (en) | 1995-01-24 |
| ES2111850T3 (es) | 1998-03-16 |
| DE69408013D1 (de) | 1998-02-26 |
| JP3490761B2 (ja) | 2004-01-26 |
| TW260797B (es) | 1995-10-21 |
| EP0620558B1 (en) | 1998-01-21 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| ES2111850T5 (es) | Construccion de rejilla de interceptacion de desechos para haz de combustible de un reactor nuclear de agua en ebullicion. | |
| ES2337772T3 (es) | Tobera de fondo con filtro de residuos con caida de presion reducida para un conjunto combustible de un reactor niclear. | |
| US5483564A (en) | Lower tie plate strainers including double corrugated strainers for boiling water reactors | |
| US5345483A (en) | Lower tie plate strainers having double plate with offset holes for boiling water reactors | |
| US5037605A (en) | Nuclear fuel assembly debris filter | |
| JP3976338B2 (ja) | 原子炉容器の一体形防護手段を構成する断熱障壁及び中性子遮蔽体 | |
| US5094802A (en) | Nuclear fuel assembly debris filter | |
| JPH0463352B2 (es) | ||
| KR101698213B1 (ko) | 원자로 연료 조립체의 이물질 필터 바닥 노즐 | |
| JPH01161192A (ja) | 原子炉燃料集合体の下部ノズル | |
| JPH03118497A (ja) | 燃料集合体における異物フィルタ下部ノズル | |
| ES2538701T3 (es) | Dispositivo de exclusión y retención de residuos para un conjunto de combustible | |
| JPS61191990A (ja) | 原子炉用の燃料集合体 | |
| JPH07253490A (ja) | コイルばねフィルタを含んだ沸騰水型原子炉用の下部タイプレートフィルタ装置 | |
| KR20190121858A (ko) | 핵연료 집합체 잔해물 여과 하부 노즐 | |
| ES2627754T3 (es) | Dispositivo de protección de fusión y refrigeración de un reactor nuclear | |
| JPS646423B2 (es) | ||
| JPH03255984A (ja) | 沸騰水型原子炉の燃料集合体 | |
| ES2586677T3 (es) | Amortiguación de flujo en una vía de tubos de un generador de vapor | |
| ES2227854T3 (es) | Rejilla para conjunto de combustible nuclear con resortes de retencion de combustible en diagonal. | |
| JP4458489B2 (ja) | 流路形成装置、および自然循環型沸騰水型原子炉 | |
| JPS5999394A (ja) | 高速中性子型原子炉の炉心蓋−プラグ | |
| US5473649A (en) | Fuel element for a light-water nuclear reactor | |
| ES2641735T3 (es) | Rejilla-separadora con elementos de apoyo en forma de silla de montar y conjunto de combustible nuclear provisto de tal rejilla | |
| JP2013108772A (ja) | 溶融物の捕集装置 |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| FG2A | Definitive protection |
Ref document number: 620558 Country of ref document: ES |