CN101006522A - 核反应堆 - Google Patents

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Abstract

本发明提供一种用于支撑高温气体冷却核反应堆50的反射体12的支撑件。所述支撑件包括多个围绕所述反射体12延伸的带52。每个带52包括互连片段18和20。片段18由金属制成，而片段20由纤维增强陶瓷制成，使得带52的热膨胀系数对应于反射体12的热膨胀系数。本发明还提供一种高温气体冷却核反应堆和一种支撑高温气体冷却核反应堆的反射体的方法。

Description

核反应堆
技术领域
本发明涉及一种核反应堆。更具体地，本发明涉及一种用于支撑核反应堆的反射体的支撑带。本发明进一步涉及一种核反应堆以及一种支撑高温气体冷却反应堆的反射体的方法。
背景技术
本发明所关注的高温气体冷却核反应堆中的限定了可承载核燃料的腔的内芯内部构件，通常是由诸如石墨的碳材料制成。这些碳材料通过由金属(铁素体或奥氏体钢)制成的内芯支撑组件而被支撑。然而，由于这些材料的热膨胀系数不同，以及在工作温度下的变化和局部差异，可以导致不同的热膨胀。
高温气体冷却热载体床(pebble bed)反应堆通常具有钢制芯筒(corebarrel)和处于芯筒中并与其分离的由石墨块制成的外部反射体。内芯支撑组件位于芯筒与石墨块之间的空间中。反射体与金属支撑件之间的热膨胀系数的差异可导致产生内部应力或反射体中的漏流路径。
致力于解决这种问题的现有技术已经变得复杂且比较昂贵。
发明内容
本发明的目的在于提供一种相信至少能缓解上述问题的装置。
根据本发明的一方面，提供一种用于支撑高温气体冷却核反应堆的反射体的支撑件，所述支撑件包括带，所述带能够围绕将被支撑的反射体而定位，并包含多个互连的片段，一些所述片段由金属制成，而其余所述片段由纤维增强陶瓷制成。
所述带可包括交替的由金属片段和纤维增强陶瓷片段。
所述金属可为奥氏体不锈钢，特别是等级316的奥氏体不锈钢。
所述带的相邻片段以某种方式互连，以允许相邻片段之间受限制的相对移动。
在本发明的优选实施例中，相邻的片段被铰接地互连。
至少一个片段可具有定位结构，用于将所述支撑件相对于由支撑件支撑的反射体沿外周定位。
至少一些所述金属片段中的每个均可具有向内朝向的反射体接触表面，所述定位结构或每个定位结构采用从所述反射体接触表面突出的突出形式，并在使用中接合所述反射体中的互补凹部。
至少一些所述片段中的每一个可具有至少一个向外朝向的稳定化结构或芯筒接触结构。
根据本发明的另一方面，提供一种高温气体冷却核反应堆，其包括：
内芯，其具有至少部分限定内芯腔的反射体；和
至少一个片段式支撑带，其围绕所述反射体定位从而为其提供支撑，所述支撑带包含多个互连的片段，其中一些所述片段由热膨胀系数高于所述反射体的材料的热膨胀系数的材料制成，而其余所述片段由热膨胀系数低于所述反射体的材料的热膨胀系数的材料制成，所述片段被设置为使得所述带的热膨胀系数对应于所述内芯的热膨胀系数。
应理解的是，使用中的反射体的热膨胀不仅是由于反射体温度的升高，而且是由于诸如燃料和包含于所述反射体中的中心结构等部分的温度升高。有鉴于此，总体上考虑到所有因素，则所述带的膨胀匹配于反射体或内芯的实际膨胀。
所述反射体可由多个石墨块形成，而所述支撑带可为如上所述的带。
所述反射体大致呈圆柱形并具有竖直延伸的轴线，所述反应堆包含围绕所述反射体的外周延伸并处于竖直相隔的位置的多个支撑带。
所述反射体在其外表面上可包含环形凹部，所述带的若干部分可承接于所述凹部中用来将所述带相对于所述反射体而竖直定位。
形成所述反射体的外表面的所述块中的至少一些中的每个均具有一种外表面，该外表面具有平坦的中面和位于所述中面的相反两侧并从所述中面向后倾斜的两个平坦的外面，所述支撑带的片段中的至少一些中的每一个均具有向内朝向的反射体接触表面，所述反射体接触表面与所述块中的一个的中面近距离地平行而延伸或与该中面邻接而延伸。
相邻块的相邻的外面可以是共面的。每个外面可具有的宽度大约为每个中面的宽度的一半，使得所述反射体具有多个沿外周相隔并且宽度基本相等的平坦面。
所述核反应堆可以包括定位装置，其用于将所述带或每个带相对于所述反射体沿外周定位。所述定位装置包括突出部，所述突出部从所述片段中的至少一个的反射体接触表面突出，并且可承接于所述块中的一个的中面中的互补凹部中。
所述支撑带或每个支撑带的片段被选择，这使得所述带或每个带的整体热膨胀匹配所述反射体和包含于其中的热载体床的热膨胀。通过改变所述带的片段的相对长度和/或所使用的材料，可实现对所述带的所希望的热膨胀的调节。相邻的片段可被铰接地互连。
所述核反应堆可包括其中含有内芯的芯筒，所述反射体的外表面从所述芯筒的内表面径向向内地隔开，使得在所述反射体的至少部分高度范围内在所述反射体与所述芯筒之间限定环形间隙，所述带或每个带的至少一些片段具有稳定化结构，所述稳定化结构从相应的所述片段向外突出，并且在正常的工作状态和载荷的情况下与所述芯筒分离，而当所述反应堆承受非正常载荷时，例如在遭遇地震事件时，所述稳定化结构接触所述芯筒从而用于稳定所述内芯。
所述稳定化结构可以是可调节的，从而允许根据需要设置稳定化结构与芯筒之间的间隔。进一步地，所述稳定化结构可具有阻尼特性来减少在地震事件期间加载于内芯和芯筒上的冲击载荷。
根据本发明的又一方面，提供一种支撑高温气体冷却核反应堆的反射体的方法，所述方法包括定位至少一个片段式支撑带，以围绕所述反射体从而为所述反应器提供支撑，所述片段式支撑带包含多个片段，其中一些所述片段由热膨胀系数高于所述反射体的材料的热膨胀系数的材料制成，而其余所述片段由热膨胀系数低于所述反射体的材料的热膨胀系数的材料制成，使得所述带的热膨胀系数对应于所述反射体的热膨胀系数。
所述支撑带可以为如上所述的支撑带。
所述方法可包括将多个支撑带围绕所述反射体定位并处于空间隔开的位置。
附图说明
现在将通过示例的方式并参照示意性附图描述本发明。
所述附图如下：
图1示出了根据本发明的核反应堆的一部分的三维视图；
图2示出了根据本发明的支撑带的一部分的三维视图；
图3示出了包括根据本发明的另一支撑带的根据本发明的另一反应堆的一部分的三维视图；和
图4示出了图3中的核反应堆的一部分的平面视图。
具体实施方式
在附图中的图1中，附图标记10通常指代根据本发明的核反应堆的一部分。核反应堆10是诸如热载体床反应堆的高温气体冷却反应堆，并包括侧部或外部反射体12，反射体12的一部分被显示于附图中，并由多个互连的石墨块14形成。
反应堆10包括采用多个支撑带16的形式的支撑结构，所述多个支撑带16围绕反射体12的外周延伸并处于竖直相隔的位置。
每个带16包括交替的片段18、20。片段18由特别是等级316的奥氏体不锈钢形成，而片段20由碳纤维增强碳形成。
片段18、20呈细腰状以将其设置为大致为哑铃的外形。每个片段18均具有从其每一端纵向向内延伸的凹部，从而使相邻的片段20可承接于其中。套准孔22设置于片段18、20中，并且所述片段通过延伸穿过孔22的销而连接在一起。
考虑到由于反射体12及其中所包含的内芯的温度升高而导致的反射体12的热膨胀，以及片段18、20的材料的热膨胀系数，带16被构造为具有特定长度的多个片段，使得带16的膨胀与反射体12的膨胀相匹配。因此，带16为发射器12提供支撑，而不会引起由热膨胀差异而导致的应力。
现在参照附图中的图2，其中附图标记30通常指代根据本发明的另一支撑带，其中如果没有另外指出，则上文所使用的相同的附图标记用来指代类似的部件。
在本发明的此实施例中，每个由奥氏体不锈钢形成的片段18，包括了横截面大致呈矩形的纵长主体。一对具有通孔的接片32从主体31的每一端突出。
每个由碳纤维增强碳形成的片段20包括纵长主体34，该主体34包括通过弯曲端37实现互连的横向隔开的平行侧部35。如果需要，则填充材料可设置于主体34中。一对空间隔开的凹部36从主体34的每一端纵向向内延伸。孔38延伸穿过在主体34的每一端处的填充材料并与凹部36垂直。在使用中，接片32可承接于凹部36中，并且通过延伸穿过孔38和接片32中通孔的销40而将片段18、20连接在一起，从而允许片段18、20相对于彼此而围绕由销40限定的轴线42进行相对枢转运动。
现在参照附图中的图3和图4，其中附图标记50通常指代根据本发明的另一反应堆的一部分，而且如果没有另外指出，则上文中所使用的相同的附图标记用于表示类似的部件。在本发明的此实施例中，通过多个竖直相隔的带52而对侧部反射体12提供支撑，附图中示出了其中一个侧部反射体12的一部分。每个带52可承接于反射体12的外表面中的环形凹部54中。
带52在结构上类似于带30，不同之处在于，接片32设置在主体31的顶部和底部，并且片段20的端部可承接于接片32之间。
从附图中的图4可最佳地看出，反射体12包括：由石墨块72形成并且通常由附图标记70指示的内环，和由石墨块14形成并且通常由附图标记74指示的外环。外环74的每个块14具有外表面，该外表面具有平坦中面76和位于中面76的相反两侧并从此处向后倾斜的两个平坦外面78。相邻的块14的外面78是共面的。每个外面78具有的宽度大约为中面16的宽度的一半，从而为所述反射体提供了多个沿外周相隔并且宽度大致相同的平坦面，所述平坦面由中面76和成对的相邻外面78组成。
反应堆50包括芯筒，芯筒的一部分通常由附图标记80指示，在芯筒中包含有内芯。反射体12的外表面从芯筒80的内表面82径向向内地隔开，使得在所述反射体的至少部分高度范围内在反射体12与芯筒之间，限定一环形间隙84。
每个片段18均包括向内朝向的反射体接触表面86和与之平行的向外朝向的表面88。
多个(在本实施例中显示为6个)片段18中的每个均设置有采用向内朝向的接片90的形式的定位结构，接片90从反射体接触表面86中央突出并可承接于设置在其中一个块14的中面76中的互补凹部92中。进一步地，每个片段18均设置有采用接片56的形式的稳定化结构，接片56从外表面88中央突出。
在使用中，带52定位于凹部54中，而接片90定位于凹部92中。凹部54用于将所述带相对于反射体12而竖直定位。进一步地，接片90和凹部92用于将所述带相对于反射体12而沿圆界定位。片段18的内表面86与块14的互补中面76平行、接触或靠近。片段18、20的尺寸设置为使得片段20平行于相邻外面78但与其隔开。可以理解的是，采用这种结构，片段20将专门承受拉伸载荷。片段20通过被制造为如上文所述的纵长环的形式，而在被拉伸时相对牢固，但却不能支撑大致横向的载荷。有鉴于此，重要的是，所述带相对于反射体沿外周定位。如果所述带相对于所述反射体转动，则片段20可接触在中面76与外面78之间的交接部，从而导致片段20上的横向载荷和反射体12上的集中载荷，这可导致所述带和所述反射体均受损，而这当然是不希望发生的。
进一步地，如附图中的图4最佳所示，接片56的尺寸选择使得在正常的工作状态下，在接片56与芯筒80的内表面82之间具有间隙，从而允许内芯和所述带膨胀和收缩而并不接触芯筒。然而，如果反应堆承受了额外的载荷，例如在地震事件中遇到这种情况，则内芯可以在芯筒内侧向运动，在这种情况下，接片56将接触芯筒的内表面并将形成载荷路径，从而使内芯的载荷能够被传递到芯筒，进而用于稳定内芯并限制其侧向运动。如果需要，接片56的长度可以是可调的，以便允许在接片56与芯筒内表面之间的间隙被调节为所希望的间隙。进一步地，接片56可以具有阻尼特性，以便减小在芯筒与反射体之间的冲击载荷并降低反应堆受损的风险。
发明人相信，根据本发明的支撑带将为核反应堆的侧部反射体提供合适的支撑。进一步地，发明人相信，与现有技术相比，根据所述支撑带结构的优点，其将相对地易于被制造从而降低成本并改善可靠性。进一步地，通过改变所述片段的相对长度，就能够相对容易简单地实现所述支撑带的所希望的热膨胀。

Claims (20)

1、一种用于支撑高温气体冷却核反应堆的反射体的支撑件，所述支撑件包括带，所述带能够围绕将被支撑的反射体而定位，并且包含多个互连的片段，一些所述片段由金属制成，而其余所述片段由纤维增强陶瓷制成。
2、根据权利要求1所述的支撑件，其中所述带包含交替的由金属制成的所述片断和由纤维增强陶瓷制成的所述片段。
3、根据权利要求1或2所述的支撑件，其中所述金属是奥氏体不锈钢。
4、根据前述任一权利要求所述的支撑件，其中所述纤维增强陶瓷是碳纤维增强碳。
5、根据前述任一权利要求所述的支撑件，其中所述带的相邻的所述片段以这样的方式互连，即允许在所述相邻的片段之间的有限制的相对运动。
6、根据权利要求5所述的支撑件，其中所述相邻的片段被铰接地互连。
7、根据前述任一权利要求所述的支撑件，其中至少一个所述片段具有用于将所述支撑件相对于反射体沿外周定位的定位结构，所述支撑件围绕所述反射体延伸。
8、根据权利要求7所述的支撑件，其中至少一些所述金属片段中的每一个均具有向内朝向的反射体接触表面，所述定位结构或每个所述定位结构采用突出部的形式，所述突出部从所述反射体接触表面突出，并在使用中接合所述反射体中的互补凹部。
9、根据权利要求7或8所述的支撑件，其中至少一些所述片段中的每一个均具有至少一个向外朝向的芯筒接触结构。
10、一种高温气体冷却核反应堆，包括：
内芯，其具有至少部分地限定内芯腔的反射体；和
至少一个片段式支撑带，其围绕所述反射体定位从而为所述反射体提供支撑，所述支撑带包含多个互连的片段，一些所述片段由热膨胀系数高于所述反射体的材料的热膨胀系数的材料制成，而其余所述片段由热膨胀系数低于所述反射体的材料的热膨胀系数的材料制成，所述片段被配置为使得所述带的热膨胀系数对应于所述内芯的热膨胀系数。
11、根据权利要求10所述的高温气体冷却核反应堆，其中所述反射体由多个石墨块制成，并且所述支撑带为如权利要求1-9中的任一权利要求所述的支撑件。
12、根据权利要求10或11所述的高温气体冷却核反应堆，其中所述反射体大致呈圆柱形，并具有竖直延伸的轴线，其中多个所述支撑带围绕所述反射体的外周延伸并处于竖直相隔的位置。
13、根据权利要求12所述的高温气体冷却核反应堆，其中所述反射体在其外表面上包含环形凹部，所述带的若干部分可承接于所述环形凹部中。
14、根据权利要求11-13中任一权利要求所述的高温气体冷却核反应堆，其中形成所述反射体的外表面的所述块中的至少一些中的每一个均具有外表面，所述外表面具有平坦的中面和位于所述中面的相反两侧并由此向后倾斜的两个平坦的外面，所述支撑带的片段中的至少一些中的每一个均具有向内朝向的反射体接触表面，所述反射体接触表面与所述块中的一个的中面近距离地平行而延伸或与该中面邻接而延伸。
15、根据权利要求14所述的高温气体冷却核反应堆，包括定位装置，用于将所述带或每个所述带相对于所述反射体沿外周定位。
16、根据权利要求15所述的高温气体冷却核反应堆，其中所述定位装置包括突出部，所述突出部从所述片段中的至少一个的反射体接触表面突出，并可承接于所述块中的一个的中面中的互补凹部中。
17、根据权利要求10-16中任一项权利要求所述的高温气体冷却核反应堆，包括其中含有内芯的芯筒，所述反射体的外表面从所述芯筒的内表面径向向内地隔开，使得在在所述反射体的至少部分高度范围内在所述反射体与所述芯筒之间限定了环形间隙，所述带或每个所述带的至少一些片段具有稳定化结构，所述稳定化结构从相应的所述片段向外突出，并在正常工作状态和载荷的情况下与所述芯筒分离，而当所述反应堆承受非正常载荷时，例如在遭遇地震事件时，所述稳定化结构接触所述芯筒从而用于稳定所述内芯。
18、一种支撑高温气体冷却核反应堆的反射体的方法，该方法包括定位至少一个片段式支撑带以围绕所述反射体从而为所述反射体提供支撑，所述片段式支撑带包含多个片段，其中一些所述片段由热膨胀系数高于所述反射体的材料的热膨胀系数的材料制成，而其余所述片段由热膨胀系数低于所述反射体的材料的热膨胀系数的材料制成，使得所述带的热膨胀系数对应于所述反射体的热膨胀系数。
19、根据权利要求18所述的方法，其中所述支撑带为根据权利要求1-9中任一权利要求所述的支撑带。
20、根据权利要求18或19所述的方法，包括：将多个支撑带围绕所述反射体定位并使所述多个支撑带处于空间隔开的位置。
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