CN102576571A - 核燃料组件以及包括这种组件的核反应堆 - Google Patents

Abstract

本发明涉及一种核燃料组件，包括：外壳(2)，所述外壳(2)限定内部空间，所述内部空间被分成称作裂变区域的中心部(10)、上部(14)和下部(12)，在所述中心部(10)中设置核燃料棒(11)的束；下端，包括冷却剂供应进口；上端，包括冷却剂排出口；所述棒束中的棒，包括上腔室和/或下腔室；装置(18)，所述装置(18)用于设置在所述外壳的内部空间的下部(12)与围绕所述组件的区域(20)通过所述外壳(2)的壁的连通，所述围绕所述组件的区域(20)被称作互连区域，所述装置在内部中在给定压力阈值之下封闭；以及在所述外壳内部的上部中子保护装置(22.1)。

Description

核燃料组件以及包括这种组件的核反应堆

技术领域

本发明涉及一种用于核反应堆的组件以及包括至少一种这种组件的核反应堆，更特别是也称作GEN-IVNa-FNR的IV代钠冷快中子反应堆。

背景技术

通常，大家不断尝试提高核反应堆的运行安全性并在事故的情况下限制传播风险。

核反应堆包括其中设置反应堆芯的限制安全壳，该堆芯包括邻接的燃料组件。

组件的形状为圆筒形，例如，其可以是六边形且其包括其中设置燃料棒(fuel pin)的外壳。每个棒由称作包壳的包膜构成，在所述包膜内部堆叠了燃料芯块。所述棒形成了用于芯块的密封限制。所述包壳和外壳是金属的。所述棒包括三个主要区域：其中设置燃料的称作裂变区域的中心区域、可能包括上腔室(上气腔，upper plenum)的上部区域以及可能包括下腔室(下气腔，lower plenum)的下部区域。

棒包括下腔室和/或上腔室，所述一个或多个腔室必须吸收在裂变区域中长期产生的裂变产物的形成。如果没有腔室，则裂变产物的产生会使裂变区域中的包壳变形且因此损害冷却剂的循环。

冷却剂在每个组件中的棒之间循环而将由燃料产生的热能排出(evacuate)。然后，将这种能量转换为电能。在GEN-IV Na-FNR的情况下，冷却剂是熔融钠。冷却剂提取热而转换其并因此冷却组件，从而防止其过热。

冷却剂通过泵在闭合回路中从组件的底部向上循环。在组件的出口处设置一个或几个热交换器以从冷却剂提取卡路里。

设想的事故之一是例如因冷却问题而造成的一个或几个组件的热熔毁，然后是这种劣化到整个活性堆芯的延伸。尝试防止这种熔毁到整个活性堆芯，即到邻接组件的传播，所述传播会造成反应堆护壳或者可能是反应堆限制安全壳的毁坏。

这种事故情形包括三个阶段：

-初级阶段，其间发生内部堆芯燃料组件劣化机制，这种劣化因包壳的熔化、芯块的坍塌以及组件裂变区域上的堆腔的延伸而发生。

一个或多个组件的这种熔化快速导致或多或少限制在密封堆腔中的沸腾液体堆芯熔化物(堆芯熔体，corium)的浴的形成，同时熔融材料朝向组件的上部和下部重新定位。

堆芯熔化物被定义为一起混合的燃料和熔融核反应堆的堆芯的结构元素的质量(mass)而不是在事故的情况下可以形成的，

-具有堆芯熔化物的横向传播的过渡阶段，其因组件外壳的熔化而发生，由此向邻接组件传播熔化。这被称作组件之间的“污染”机制，

-二级阶段，当这种污染延伸至堆芯的所有裂变组件时，同时形成分布广泛的浴。

在这种事故阶段期间，裂变材料的压实和再压实可导致高能功率激增，其会最终损害反应堆容器的机械特性。

可能有几种引发组件聚变的原因，例如：

-在到组件的钠供应中可能存在故障。这通常会以如下发生：在组件中损失循环钠的主泵而没有控制棒落下；或者其可以是局部的，在一个组件中具有供应缺陷(这种事故被称作局部瞬间完全堵流或更简单地TIB事故)，

-可能例如因控制棒的不需要的退回、二级冷却的损失或者气泡在堆芯中的通过而在组件中的温度中出现异常升高但是主泵正常运行。

在供应故障的情况下，在全部裂变高度上开始钠汽化且将包壳干燥，然后包壳熔化，其熔化的主要特征在于钢的垂直柱状流一旦与更冷的结构接触则冻结。这种“冻结”钢的聚集非常快速地形成致密的金属坩埚。然后，这种坩埚的活动性取决于包壳的连续熔化，直至其达到裂变柱的底部。在这种所谓的“去壳”阶段期间，形成部分上塞。这源于熔融钢和钠之间的相互作用现象以及钠蒸汽向上带走熔融钢。然后，该堵塞沿包壳的上熔化正面移动。

相反，在异常温度升高的情况下，未中断组件的钠供应，结果，熔融钢和钠之间的相互作用现象更强且更连续。

然后，用于由钠蒸汽向上带走熔融钢的机制更加有效。

这种上塞的逐渐形成降低了到组件的钠供应，直至其最终被消除，因为钠不能再向上逃逸，或者这样做更加困难。

然后，上塞下方的区域中的压力倾向于达到可与主泵升压相比较的值。

然后从底部排出组件。

在所述情形的剩下部分中，燃料芯块的坍塌倾向于形成在逐渐覆盖裂变柱高度的轴向上延伸的堆腔。与来自包壳的一部分熔融钢有关的接近裂变柱底部的燃料碎片的收集导致了下塞的形成。不能控制堆芯熔化物流动。

这种行为会最终损害反应堆容器的机械特性。其还会损害反应堆单元限制安全壳的机械特性。

然后产生的问题是控制堆芯熔化物流动。

因此，本发明的目的是公开一种更安全的反应堆和组件结构，从而使得如果发生事件，则可以限制堆芯熔化物的径向传播，从而促进朝向反应堆底部的堆芯熔化物流动并降低临界风险。

发明内容

先前提及的目的通过一种核燃料组件实现，所述核燃料组件包括限制堆芯熔化物在组件中的上升并防止其在裂变区域的聚集的装置，由此即使以劣化的方式，也在使得钠可以通过组件的一部分进行循环的同时，降低了堆芯熔化物的径向传播的风险。

这通过如下完成：在裂变区域上方的组件的上部中促进塞子的形成，并使得能够在组件下部中在组件内部和组件间区域之间进行连通。

在裂变柱上方的上塞的形成限制了堆芯熔化物在组件中的上升。

在组件内部和组件间区域之间的建立连通使得能够排出冷却剂，这限制了在加压冷却剂的作用下上升的堆芯熔化物的风险。此外，这种建立的连通使得冷却剂能够继续沿组件并在其外部循环，且使得能够从熔化区域中排出热。

以特别有利的方式，也促进了在组件中向下排出堆芯熔化物，从而从组件的裂变区域中带走堆芯熔化物，从邻接组件中带走这种熔融材料并防止堆芯熔化物到邻接组件中的传播。这通过削弱棒的下部区域而完成。所用的装置是被动的且不需要任何外部控制。

这种特别有利的实施方式提高了在事故情形中在每个燃料组件内部对堆芯熔化物的向下移动的控制。

削弱棒的下部可促进堆芯熔化物的向下传播。通过消除具有高惯性的材料的存在，例如通过消除下部轴向再生区或“LAB”(即接近棒束的底部的增殖芯块的存在)而有利地促进了堆芯熔化物的向下移动。

在另一个实例中，消除了在棒束中的下部中子保护，因为可以使壁上的堆芯熔化物冻结，这可以防止堆芯熔化物向下移动。

在又一个实例中，降低了棒的下端的直径以限制材料的量且在事故情形中促进熔融材料的聚集。

本发明防止了在严重堆芯熔毁事故的情况中在径向上散布局部劣化；防止了朝向限制在堆芯活性部分上的延伸堆腔中的广义的堆芯熔化物浴的形成，从一级阶段到过渡阶段的变化。

这由此防止了二级阶段的发生，在所述二级阶段期间，不能排除裂变材料的压实/再压实的风险。

这防止了损害反应堆容器且甚至反应堆单元限制安全壳的机械特性，在临界/重返临界的情况期间可能发生所述损害，然后相关的功率激增可能是非常高的能量。

有利地，当在组件中开始熔化时，促进了在向下轴向上的熔化，从而促进了堆芯熔化物从其他组件的裂变区域中的排出并防止了堆芯熔化物在径向上的传播。

这通过如下完成：促进在外壳的上部中堆芯熔化物的冻结，削弱下部结构以促进堆芯熔化物的向下移动并降低形成下塞的风险。

有利地，在组件的下部区域中设置与每个组件相关联的回收装置(recuperator)以回收堆芯熔化物。所述回收装置可降低临界风险。有利地，该回收装置可包含中子吸收材料。

本发明的主旨主要是一种核燃料组件，包括：

-外壳，所述外壳界定内部空间，所述内部空间被分成称作裂变区域的中心部、上部和下部，在所述中心部中设置核燃料棒(nuclear fuel pin)的束，

-下端，包括冷却剂供应进口，

-上端，包括冷却剂排出口，

-所述棒束中的棒，包括上腔室和/或下腔室，

-建立了所述外壳的所述内部空间的所述下部与围绕所述组件的区域通过所述外壳的壁的连通的装置，所述围绕所述组件的区域被称作组件间区域(inter-assembly zone)，以及

-设置在所述外壳内部的上部中子保护装置，称作内部上部中子保护装置。

有利地，所述棒中的至少一个在其下端不包含任何增殖性材料(可转换材料，裂变材料，fertile material)。

还有利地，所述棒的至少一个的下端具有比所述棒的其他部分的外径更小的直径。

可能的是，至少一个棒的至少下端由具有低于所述堆芯熔化物温度的低熔点的金属制成，或者由相图在低于所述堆芯熔化物温度的等效温度下具有低共熔点或转熔点的金属合金制成。

在一个示例性实施方式中，所述棒的至少一个仅包括上腔室。

所述棒的至少一个可不具有任何下部中子保护。有利地，不是所有棒都包括任何下部中子保护，且所述下部中子保护被集成到所述外壳中。

所述外壳的下部可具有比所述裂变区域的直径更小的内径并且其可以被比围绕所述裂变区域的所述壁更厚的外壳壁围绕，由此形成下部中子保护。

在所述外壳的所述内部空间的所述下部与所述组件间区域之间建立连通的装置例如包括通过围绕所述下部的所述外壳的所述壁的通道以及在所述下部中在给定压力阈值之下关闭通道的装置。例如，所述关闭装置可以由爆破盘(rupture disk)、排出阀(排气阀，exhaust valve)或单向阀形成。

所述内部上部中子保护装置可以通过所述外壳的所述上部形成，所述外壳的所述上部包括比所述裂变区域的直径更小的内径且被比围绕所述裂变区域的所述壁更厚的外壳壁围绕。

在一个示例性实施方式中，所述内部上部中子保护装置被集成到所述棒中并形成所述棒的上端。

在另一个示例性实施方式中，所述内部上部中子保护装置设置在所述棒之上且与所述棒成直线。

可以将增殖性材料固定至所述内部上部中子保护装置并放置在每个棒和相关联的内部中子保护装置之间。

所述外壳有利地在会与围绕其的其他外壳的面相接触的其外面上包括突出部以形成隔离物(隔片，spacer)。所述突出部优选近似设置在所述裂变区域处。

例如，所述外壳具有多边形截面(polygonal section)，所述外部顶点有利地被截平(truncate)和/或设置有在所述外壳的高度的至少一部分上延伸的槽。

本发明的主旨还是根据本发明的组件和堆芯熔化物回收装置的套件(组合，set)。

例如，所述堆芯熔化物回收装置可以为会收集从所述外壳内部流动的堆芯熔化物的瓶(广口瓶，容器，jar)的形式。

在一个实施方式中，所述堆芯熔化物回收装置安装到所述外壳中的在所述冷却剂供应部与所述裂变区域之间的壳体中。

在回收装置壳体的内面与所述回收装置的外面之间的通道的横截面可以例如近似等于所述组件冷却剂供应进口通道的横截面。

在一个有利的实例中，所述回收装置可从其中供应进口和供应出口之间的冷却剂流动通道打开的高位置转到其中供应进口和供应出口之间的冷却剂流动通道关闭的低位置。可以通过弹性装置或者通过可熔性支持片(可熔性支持焊舌，fusible support tab)将所述堆芯熔化物回收装置保持在高位置中。

在另一个实施方式中，将所述堆芯熔化物回收装置设置在所述外壳下方。例如，可以将所述堆芯熔化物回收装置固定至所述组件或者其可以被设置在支持所述组件的堆芯栅板下方的堆芯栅板来支持。

有利地，所述堆芯熔化物回收装置包含中子吸收材料。

本发明的另一个主旨是一种核反应堆，所述核反应堆包括相互邻接设置并界定其间的组件间区域的多个组件和在所述组件中的冷却剂循环泵，所述组件中的至少一个符合本发明。

本发明的另一个主旨是一种核反应堆，所述核反应堆包括相互邻接设置并界定其间的组件间区域的多个组件和在所述组件中的冷却剂循环泵，所述组件包括根据本发明的至少一种套件。

例如，所述核反应堆是液体钠冷却反应堆。

附图说明

在阅读了下列说明和附图之后，将更好地理解本发明，在所述附图中：

-图1示出了根据本发明的燃料组件的一个示例性实施方式的示意性纵向剖面图，

-图2A至2D示出了根据本发明的燃料棒的示例性实施方式，

-图3是根据本发明的几个组件在一级事故阶段中的纵向剖面图，

-图4是根据本发明的组件的套件的横截面图，

-图5示出了设置有集成在组件内部的堆芯熔化物回收装置的根据本发明的组件的另一个实例的纵向剖面图，

-图6示出了根据本发明的堆芯熔化物回收装置的示例性实施方式，

-图7A-7B和8A-8B是根据本发明的组件的两个示例性实施方式的图，所述组件包括集成到所述组件中的根据本发明的堆芯熔化物回收装置而且在所述组件外壳内部形成被动堆芯熔化物限制系统，

-图9示出了组件实例的纵向剖面图，所述组件包括组件和根据本发明设置在所述组件下方并固定至其的回收装置，

-图10示出了另一个示例性组件的纵向剖面图，所述组件包括组件和根据本发明设置在所述组件下方但不固定至其的回收装置。

具体实施方式

在本说明书中，术语“棒”是指包含特别用于快中子反应堆的至少一种裂变材料的燃料棒。

图1示出了根据本发明的组件A的示例性实施方式，其包括外壳2和设置在所述外壳2的内部的燃料棒。

在所示出的实例中，如图1中所示，所述外壳2的形状是圆柱形且具有六边形横截面，并且具有可垂直设置的X轴。

明显地，外壳的形状是圆柱形且具有圆形截面的组件不在本发明的范围之外。

所述外壳2包括通过其渗透冷却剂的第一下端6和通过其排出冷却剂的上端8。

所述冷却剂在称作主泵的泵(未示出)的作用下在封闭回路(未示出)中连续循环。所述冷却剂循环由箭头F示意性示出。

例如，在Na-FNR中，冷却剂可以是液体钠。然而，根据本发明的组件可以与其他冷却剂一起使用，所述其他冷却剂例如纯净体如硫(S)，锂(Li)，硒(Se)，锡(Sn)，铋(Bi)，铅(Pb)，镓(Ga)和铟(In)，包括包括钠(Na)的上面提及的纯净体的至少一种的二元或三元合金[例如铅铋(Pb-Bi)，铅钾(Pb-K)，铅镁(Pb-Mg)，铅钠(Pb-Na)，钠钾(Na-K)和铅铋锂(Pb-Bi-Li)]以及熔融盐(其组成包含包括钠的上面提及的纯净体中的一种)[例如Li₂BeF₄，NaF-ZrF₄，LiF-NaF-KF，LiF-RbF，LiF-BeF₂，NaF-BeF₂，NaF-ZrF₄，NaF-KF-ZrF₄，NaF-NaBF₄，RbF-PbBF₄和NaBF₄]。可以设想其他熔融盐如KF-KBF₄-NBF₄或RbF₄。

所述外壳2界定了内部空间，所述内部空间被分成包括棒11的束的中心部10或裂变部、在下端12和中心部10之间的下部12、以及在中心部10和上端8之间的上部14。

在所示出的实例中，中心部10的内部横截面部分大于下部12和上部14的内部横截面。另一方面，除了下端之外，外壳的外部横截面在其全部高度上近似恒定。因此，下部12和上部14的壁12.1，14.1比围绕裂变区域10的壁更厚。壁厚度的这些变体分别形成了用于上部外壳PNS和用于下部外壳LNP的中子保护。

组件A在称作装配台16的其下端上安装在称作堆芯栅板的支持体17中，在所述堆芯栅板中，也安装有其他组件。

所述装配台16通过具有减小的外径的外壳2的一部分形成。

根据本发明，所述组件外壳2包括在外壳的下部12的壁12.1中的通道18，这些通道18被设计为将组件A的内部空间(体积)连接至组件的外部空间20，所述外部空间20被称作组件间区域。

在正常运行期间，这些通道18是关闭的且仅当冷却剂压力超过给定压力阈值时才打开。

因此，在通道18中设置了被动关闭装置(未示出)。它们可以是单向阀、排出阀或在给定压力之上破裂的爆破盘。

被动性质确保了通道可以打开而不需要任何外部命令。

应注意，即使未立即检测到，组件的熔化也可以开始。因此，安全装置的由此自主运行是期望的，特别是缓和组件熔化的装置。

通道18有利地围绕外壳包膜的整个周边并在外壳下部的整个高度上分布，从而使得它们能够朝向组件间区域20均匀地排出冷却剂。

此外，通道18有利地在冷却剂循环方向上相对于X轴倾斜，这种取向促进了朝向组件间区域20的流动。

此外，将通道的直径有利地选择为近似等于组件间区域20中的两个外壳之间的距离。

举例来说，本发明人会确定适应于反应堆的劣化运行的许多通道18。

在世界上对于全部Na-FNR，钠在约400℃下通过组件的底部进入，然后在被燃料加热之后在550℃下退出。沿裂变柱的其温度升高为约150℃。

该温度在燃料棒束上方在环境压力下与其沸点相差约330℃，因为钠不应沸腾。

在这种情况下，环境压力顾及钠柱的重量和覆盖气体腔室中的压力。反应堆顶部是设置在容器上部中的自由体积，其由在正常、事件和事故运行期间能够吸收容器的热膨胀的中性不能凝结的气体构成；在正常运行期间的其压力为约1巴。

如果在正常运行期间容忍每个组件10％的供应缺陷，则沿裂变柱的钠的温度升高会增加10％，所述供应缺陷对应于如果组件内-间连通通道18应该偶然打开则可转移至组件间空间的钠流和对应于在恒定功率下朝向组件间区域的组件内的钠流。对于上面提及的特征，这种增加对应于165℃的钠出口温度。在这些条件下，将对沸点的裕量降低至315℃。因此，温度更接近于钠开始沸腾的温度。然而，这种裕量仍然不足以高到防止沸腾。作为第一近似，如果假定流动与通道横截面成比例(忽略流体/结构摩擦和在几何奇点处的压力损失)，则对于几何特征与PHENIX反应堆中定义的特征相似的组件，所需的孔数会是约30至40。那么孔的直径为约3mm。

从外壳2的内部朝向外部的流动是可行的，因为组件间区域20中的压力小于在外壳下部中的冷却剂的压力。组件间区域中的冷却剂在正常情况下不循环；其压力仅为反应堆中冷却剂的柱的静压力加上在反应堆顶部处的压力。

这种流动比朝向组件底部的冷却剂流动容易地多，特别是因为在组件底部的压力损失和通过外壳进口处的泵的压力输出。

作为堆芯、组件和棒的特征函数且作为每种事故所特有的不同劣化速度的函数，在组件内区域和在组件间区域中的冷却剂流动之间的比率是固定的。这种比率还取决于：

-外壳下部中的连通孔的数目及其水力直径，

-用于建立连通的被动系统，特别是它们诱发的压力损失、打开时间等以及超出其通道打开而使得可流动的压力差。

除了外壳2的下部中的压力下降之外，组件A之间的冷却剂循环还具有几个优势。

首先，在组件之间传递的冷却剂是冷的，因为其位于裂变区域10的上游侧的区域中。

因此，其还形成通过在组件间空间中的循环而冷却外壳2的外面的装置。因此，其参与延迟外壳的热熔化。

其次，在一个或多个组件内部和外部之间的冷却剂的循环使得能够更快速地检测事件。

外壳中的冷却剂包含由向下移动的堆芯熔化物携带的裂变产物。

当其在组件间通道中向上移动时，冷却剂朝向延迟中子信号检测器向上携带这些产物。

根据本发明，会在外壳内部、在棒中和/或外壳中形成上部中子保护装置的至少一部分，通过使截面具有较小的直径，如上所述在距离它们一定距离处将所述保护装置设置在所述棒上方，除了如上文解释的已经由外壳2的上部14.1处的额外厚度提供的保护之外，还有由这些装置提供的保护。

图2A至2D示出了称作内部上部中子保护装置的这些保护装置的示例性实施方式。

图2A示出了直接集成到棒11中并形成所述棒的纵向上端的内部上部中子保护装置22.1，所述棒朝向裂变区域的下游侧取向。在本实例中，所述棒以从底部向上的顺序包括下腔室24，裂变材料26，增殖性材料28，上腔室30和内部上部中子保护22.1。

图2B示出了也形成棒的上端的内部上部中子保护装置22.1，然而所述棒不包含任何增殖性材料(称作“上部轴向再生区”或“UAB”)。

增殖性材料不是必需位于棒中。增殖性材料可以围绕堆芯的周边设置、包括在形成称作径向再生区的堆芯的外边缘的组件中，在这种情况下，内部组件不必需包含任何增殖性材料，或者与图2A中所示的组件的情况中相同，其可以位于燃料组件的上部和/或下部(使用术语轴向再生区)。

增殖性材料贯穿反应堆的寿命而发生变化，从而使得可以将增殖性同位素变为裂变同位素。

在图2C和2D中，内部上部中子保护装置22.2与棒分离且设置在所述棒上方并与其成直线。在图2C中，内部上部中子保护装置22.2与增殖性材料相关联且在图2D中，内部上部中子保护装置是单独的。

在图2C和2D中示出的变体中，组件包括棒束和保护束，所述保护束的每个要素(元件)近似与棒11成直线。

因此，保护22.2通过具有与主要棒束不同的几何特征的第二种棒形成。组件中的位置可以例如通过支持栅板形成。

例如以固体圆柱体形式或具有小直径中心孔的内部上部中子保护装置22.1，22.2不在本发明的范围之外。

内部上部中子保护装置22.1，22.2可以例如由与棒包壳相同的钢制成。

当事故发生时，在棒束处的上部中子保护装置的一部分的这种取代(移位，displacement)促进了在裂变区域10上方的致密上塞的形成。如果这些保护装置22.1，22.2由作为具有良好热惯性和良好导热性的材料的钢制成，则堆芯熔化物可以在小的高度上冻结，从而停止其向上移动。保护装置的取代以及它们单独制成的事实是特别有效的，因为保护装置22.1，22.2与堆芯熔化物具有大的交换面积，其与在束中包括的棒的数目和直径成比例。

此外，由于保护装置22.1，22.2充当中子反射体，所以它们至少成比例地降低了在外壳的上端处的上部中子保护的高度。此外，在束中的中子保护装置22.1，22.2更均匀地分布在外壳中且因此与通过外壳形成的保护相比，更有效地抵抗中子泄漏。

明显地，由图2A至2D中的棒的组合形成的上部中子保护结构不在本发明的范围之外。例如，可以在棒内部并且还在棒上方设置保护。

此外，有利地，对棒的下端进行改性，使得消除或者至少减少可能通过堆芯熔化物的冻结而减慢堆芯熔化物的向下移动的冷区域，并且还使得其可熔而促进其熔合并促进堆芯熔化物的向下移动。

图2A至2D还示出了根据本发明的棒的下端的示例性实施方式。

在一个特别有利的实施方式中，减少或甚至排除了也称作下部轴向再生区的棒的下端处的下部增殖性材料的存在。

在组件中的所有棒中可能都没有下部增殖性材料，或者仅在一些棒中没有其。因此，下部增殖性材料的全部或部分不存在降低了在棒束的下部中材料的存在，因此降低了产生堆芯熔化物冻结的风险的质量的存在。

根据本发明一个有利实施方式的反应堆芯可包括多个根据本发明的组件，且可以根据是否存在下部增殖性材料而设置不同的组件。

在一个有利的实例中，会可以排除在棒的下端处下部中子保护的存在。这可以适用于所有棒或者仅适用于一些棒。

与消除这种保护相关的优势与所提及的优势相似，因为全部或部分消除了下部轴向再生区。

然后，如上所述，如由外壳2的壁的过厚度所示出的，下部中子保护(PNI)有利地集成到外壳中。因此，大大减少了在棒的下端处的结构的量。

因此，降低了因这些材料的热惯性而造成的熔融材料的冻结的风险。熔融材料可以更容易地向下流动。

将形成下部中子保护PNI的外壳的下部的高度选择为待获得的反射力的函数。

此外，在外壳下部12中的通道23的水力直径有利地近似等于在组件底部16中形成的冷却剂供应窗31的水力直径。在所示出的实例中的侧面处示出了所述窗31。

这种直径使得所有向下的堆芯熔化物移动不会因堆芯熔化物的冻结或堆芯熔化物碎片的阻塞而造成任何堵塞。堆芯熔化物的向下移动主要以包的方式进行且其在与钠接触时全部冻结而形成碎片。

此外，当其冷却(改变液体/固体密度)时这种碎片会突然破裂且形成更小的碎片，与外壳中的下部中子保护(PNI)处的横截面通道相比，其直径仍然较小。

此外，有利地，可以提高棒11的包壳的下端的可熔性，即，可以促进包壳的熔化以促进堆芯熔化物的向下移动。有利地选择形成棒的包壳的下端的金属或金属合金以提供较薄的包壳而具有较低的热惯性或较低的熔点(固相线温度)，或者在其相图中在低于可适用的形成棒的包壳的其他部分的其他材料的温度的低温下具有低共熔点或转熔点，从而对堆芯熔化物的移动具有较小的阻力。

下部腔室包壳的区域所需要的可熔性温度为约1300K。

在图2A至2D中，棒具有下腔室24。然后，计划削弱下腔室，从而使得其更容易熔化。所述图示出了本发明中的下腔室24的示例性实施方式。其外径小于裂变区域中的棒的包壳和上腔室30的直径，同时准确地保持了相同的包壳厚度。除了其降低了待熔化的材料的量的事实之外，直径的这种降低还可以增大在下腔室24处的棒之间的冷却剂的横截面通道。结果是，当通过来自裂变区域的包壳和芯块形成的熔融材料达到下腔室时，可以在下腔室的包壳周围捕获更高的熔融材料的质量。因此，在下腔室的包壳周围的热能更大，这促进了下腔室包壳的熔化。

例如，在下腔室处的棒的外径可以比在棒的裂变区域中限定的直径小10％至40％。

在一个示例性实施方式中，所有棒或者仅一些棒不具有下腔室。

如果不存在下腔室和其他结构如下部中子保护和下部轴向再生区，则待熔化的且可形成对堆芯熔化物的前进的障碍的材料的量变为零。

有利地，可以制备包壳由几种材料形成的棒。例如，可以对在裂变和上部部分中的棒的包壳选择第一材料，并可以对覆盖棒的下端，例如形成下腔室的下部选择第二材料。在棒的下端处具有在低于棒的上部的温度下发生熔化的材料的事实不会在正常运行期间产生问题，因为这种材料位于冷区域中，这在正常运行期间提供了抵抗熔化的大的裕量。

此外，下腔室的促进分离是指可以同时分离其中恰好在裂变区域10的下方安装有棒束的下腔室的支持栅板(未示出)。这种结构的分离释放了外壳的通道横截面，从而促进了堆芯熔化物的向下传播。

此外，下腔室的圆柱形几何形状进一步促进了它们的熔化或热削弱。

在裂变区域10的底部处的第一行芯块的熔合/坍塌期间，堆芯熔化物可渗透到这些管的内部并因此更快速地熔化它们或者其可以使它们对温度的抗性较低。

有利地，在组件A之间且特别是在外壳2之间设置图4中所示出的隔离物34，所述隔离物34会将组件间通道保持为打开而与运行条件无关。隔离物34进一步促进了堆芯熔化物的向下移动。当它们在事故情形中为打开时，组件间通道20使得能够通过逃逸通道18而循环冷却剂，这促进了堆芯熔化物的向下移动。

优选地，隔离物34设置在组件A的裂变区域10处，在其位置处，外壳的径向溶胀最大。这些隔离物防止或至少降低了关闭组件间通道的风险。

将隔离物34的形状和尺寸选择为所需冷却剂流动的函数。

应注意，这些隔离物34不干扰反应堆的正常运行，因为冷却剂在正常运行期间不在组件之间循环。

还有利地，且从图4中可以看出，可以将外壳2的外部顶点36截平以确保即使在径向溶胀的情况下也存在组件间通道。

如果限定通道的三个外壳2通过其外面成对接触，则会存在残留的组件间通道。

还更有利地且如所示出的，在外壳的裂变区域的整个长度上的拐角中形成凹槽，所述外壳界定了更大的横截面通道。

明显地，可以添加隔离物和/或可以将外壳的拐角截平。

上述根据本发明的棒的特征可适用于组件束中的所有棒或仅适用于它们中的一些。因此，单一组件中的棒的形状和组成不必相同。

有利地，根据本发明的组件可还包括单独的堆芯熔化物回收装置，其设置于组件下端处的外壳内部或者在其下方。

根据本发明的反应堆包括各自与组件相关联的多个回收装置，然后每个回收装置被设计为从与其相关联的组件中回收堆芯熔化物。

也称作灰盘的回收装置为瓶的形式且其会回收所有或部分源于组件的内部劣化的堆芯熔化物。

图5示出了设置有集成在组件内部的堆芯熔化物回收装置38的组件的示例性实施方式。

在该示例性实施方式中，在设置有冷却剂供应窗31的组件底部7和设置有逃逸管道18的区域之间将回收装置38容纳在外壳2中。

外壳2包括位于下部中子保护和冷却剂的进口端部之间的壳体40。

例如通过连接片(未示出)而将回收装置38固定在壳体40中，其设置和形状使它们对冷却剂流动的作用最小化。

回收装置38为瓶的形式，瓶的截面形状与外壳截面近似相同，即六边形或圆形。因此，所述瓶包括底部42，侧壁44和上端46，其中堆芯熔化物会通过所述上端46渗透到所述瓶中。

为了限制对反应堆的正常运行的干扰，对回收装置的壁44和外壳2的壳体40的壁之间的通道截面47有利地进行分级，使得其对应于壳体40的上游和下游壁。

有利地，瓶的底部42具有锥形轮廓，且为了限制压力损失，对应的壳体40的部分也是锥形的。

还有利地，在壳体40和其中形成管道的区域之间的连接部48包括在X轴方向上倾斜的侧壁，从而降低压力损失并引导冷却剂从壳体40朝向出口。

将回收装置38的高度且因此其体积选择为可以在组件的劣化期间形成的堆芯熔化物的量的函数，且确定回收装置38的厚度以保留这种堆芯熔化物质量。

可以在回收装置中包含的堆芯熔化物的量取决于中子方面，从而确保对于任何设计的事故情形，在回收装置中包含的堆芯熔化物的质量都不能变得临界。

在事故之后促进堆芯熔化物的冷却也是有利的。例如，这可以通过在回收装置38的外表面上设置散热片(fins)(未示出)而完成，所述散热片提高了与冷却剂的热交换。

还有利地，将具有给定孔隙率的材料用于使得回收装置38能够从外壳的外部朝向内部循环冷却剂蒸汽。然而，这种孔隙率使得其不改变堆芯熔化物的限制。

优选地，回收装置包含中子吸收材料50，其可以降低或甚至消除临界风险。

例如，可以如图5中所示，例如以球或粉末的形式将这种材料设置在回收装置的底部中。

有利地，如图5中所示，包含中子吸收材料50的回收装置可包括关闭回收装置进口的盖52。这种盖52可熔化且不会妨碍堆芯熔化物的进入。

这种盖可通过使冷却剂朝向组件的流动防止中子吸收材料的向上移动，这可以形成棒之间的局部塞子并可引起会造成局部熔化的冷却恶化。

所述盖可以被过滤器或栅板型元件取代。如果使用栅板，则将栅板中的孔选择为与棒的三角形节距相比足够小。如果发生夹带，则这防止了中子吸收材料的片主要被捕获在棒束中，特别是在裂变区域中且产生会造成劣化机制的局部冷却缺陷，即，形成热点、包壳的机械或热破裂等。

如果通过盖52来关闭回收装置开口，则会利用可以与在一个或多个棒腔室中使用的气体相同的不能冷凝的惰性气体填充回收装置的内部空间，其压力与进口处的冷却剂对外壳的液压相同，从而防止盖52的过早破裂。

在正常运行期间，气体的温度与组件进口处的冷钠的温度相同。如果假定所述压力遵循理想气体定律(PV＝nRT)，则所述气体压力仅取决于使用其时引入到回收装置的空间中的摩尔数“n”(即在恒定P/T下的转换)。因此，可以简单地确定压力以在因温度升高而造成的气体膨胀影响下在反应堆的正常运行期间防止过早失效。

中子吸收材料可以以覆盖回收装置壁的内面的包壳的形式制备。这种包壳覆盖有金属包膜。

这种包壳和这种包膜还形成延迟熔化的阻挡层。此外，这种包壳不妨碍堆芯熔化物碎片在回收装置中的流动。

可以例如如图6中所示，以条53的形式制备中子吸收材料以覆盖回收装置的整个高度。然后，将所述材料安装到圆柱形包膜55内部中。

利用该实施方式，不需要关闭回收装置。

该实施方式具有在回收装置的整个高度上均匀地分布中子吸收材料的优势。

有利地，将回收装置用于将堆芯熔化物限制在外壳内部；将这些变型实施方式示于图7A-7B和8A-8B中。

在图7A和7B中，回收装置38与壳体40的下端形成单向阀，通过其冷却剂抵达。回收装置形成制动器且壳体40的下端形成单向阀座。

弹簧型弹性装置54设置在组件底部16和回收装置38的底部之间并对回收装置38施加向上的力。

当具有中子吸收材料50的回收装置38不包含堆芯熔化物时，在与壳体40的下端间隔一定距离处，通过弹簧54将其保持在上部位置中。

在正常运行期间(图7A)，将回收装置38保持在高位置中，外壳2和回收装置38之间的通道是打开的。

在其中存在组件的劣化的事故情况期间(图7B)，堆芯熔化物C在回收装置38中流动，堆芯熔化物C的重量对抗弹簧54超出堆芯熔化物的给定量的负载，回收装置38向下移动，其底部42与对抗冷却剂的抵达而关闭壳体40的壳体40的下端接触。因此，将堆芯熔化物C限制在壳体40中，由此保护保持完好的堆芯部分。此外，这种关闭是相对不可渗透的，这促进了裂变产物通过通道18而在组件间区域20中的释放，从而使得如上文所解释的，能够更快速地检测事故。

在图8A和8B中，在正常运行中通过将回收装置的上部与壳体40的上部连接的片52将回收装置保持在高位置。这些片在堆芯熔化物在回收装置中的重量和与堆芯熔化物接触时它们的熔化的组合影响下会发生破裂。这些片可以由具有低熔点的材料或者由具有在堆芯熔化物存在的情况下促进破裂的低共熔点或转熔点的合金制成。

这种变体以与图8A和8B中的示例性实施方式中所述的相似的方式其起作用，因此不再详细描述。

图9也示出了由组件和回收装置构成的组件的另一个示例性实施方式，其中将回收装置设置在外壳外部和下方，更特别地在冷却剂供应部下方并固定至组件。

在图9中，将回收装置38固定在外壳2下方，在组件的冷却剂供应窗31下方，即在堆芯栅板17下方。回收装置38形成朝向组件底部16的延伸。

在组件的外壳2外部的回收装置的这种设置具有其在外壳2内部不造成任何压力损失的优势。此外，将回收装置38恒定地浸渍在“冷的”冷却剂CF中，因此这促进了事故后堆芯熔化物的冷却。

与先前实例中同样，回收装置可包含中子吸收材料50，适用于这种材料的特征及其在回收装置38中的构造也适用于这种回收装置。

图10示出了其中将回收装置38′设置在组件的装配台16下方的另一个示例性实施方式，然而不将其固定至装配台，而是通过设置在组件的支持堆芯栅板17下方的第二堆芯栅板58对回收装置38′进行支持。例如，第二堆芯栅板58支持所有组件的回收装置38′。

在所示出的实例中，通过板60来关闭组件的底部16的纵向下端，冷却剂通过侧窗31而进入。使得该板60可熔化，从而其不会妨碍堆芯熔化物到回收装置38′中的流动。板60可有利地为凹形以能够容纳堆芯熔化物碎片并由此促进熔化。

如前所述，将回收装置38′永久浸渍在“冷的”冷却剂CC中，这帮助在事故后冷却堆芯熔化物。

在该示例性实施方式中，回收装置的直径不受组件底部的直径限制，因此其直径可以更大，由此使得可更可靠地收集堆芯熔化物。

有利地，中子吸收材料50可例如为在组件底部16的关闭板60上和在组件内部的条的形式。

然后，当板60从组件底部16分离时，所述条与堆芯熔化物一起落到回收装置中。这使得更容易确保中子吸收材料在整个反应堆的寿命过程中都保持有效。

在这种情况下，将回收装置固定至第二堆芯栅板并在整个反应堆的寿命过程中，在40年和60年之间，都保持在堆芯下的位置中。

如果将中子吸收材料固定至回收装置，则必须检查其中子吸收性能在老化影响下或者在堆芯中的环境辐射的影响下不随时间而变化。但是在其中将材料固定至组件的情况中，更容易评价中子吸收材料的效率，因为在反应堆寿命期间将组件操作几次(撤消，取代，堆芯中的移动)。

图9中的组件也具有该优势，因为当对所述组件进行操作时，可以对材料进行检查，因为其与组件成直线地固定。

本发明还涉及包括根据本发明的至少一种组件的反应堆，有利地几个组件相互邻接设置且由堆芯栅板17支持。明显地，所述组件不必相同。特别地，例如在棒的数目和类型方面，它们可具有不同的结构和不同的组成。

已经使用具有灵敏度研究的SIMMER III计算软件，对根据本发明的组件的结构在缓和组件中的事件以防止其传播至其他组件的效率制作模型并进行证明，该软件由日本核安全局确认和认可。这种模型证明了本发明在缓和事故和促进堆芯熔化物的向下移动中的非常良好的效率。

现在，本发明人将参考图1和图3来解释根据本发明的组件的运行。

图3示出了在事故状态中的三个组件。

图1中示出的组件A处于正常运行状态中。

棒11是完好的，冷却剂通过外壳2内部的组件A从底部向上移动并将由棒11放出的热排出。

当发生事件(图3)，例如在棒11处温度升高时，冷却剂的循环不足以排出这种过量的热。在棒11的裂变区域10处的包壳部分开始与芯块一起熔化。这种熔化产生堆芯熔化物C，其因非常热的堆芯熔化物和冷的冷却剂之间的相互作用而向上移动。棒22的上部中子保护22.1具有一些热惯性并冻结堆芯熔化物。

然后，在上部中子保护22.1处形成上塞62。

这种塞子62的存在防止了冷却剂在向上方向上离开组件A。此外，主泵继续运行，且在组件下部中的冷却剂压力增大。当这种压力超过给定阈值时，通道18打开。然后，冷却剂从组件的内部朝向组件间区域20流动。

恢复冷却剂循环，冷却剂携带与其一起会被延迟中子检测装置检测到的裂变产物。

这种循环还冷却外壳2的外表面。

在组件A下部中的冷却剂的压力下降，从而促进了堆芯熔化物C的向下移动，且不再朝向组件的顶部带走堆芯熔化物。

在所示出的实例中，当堆芯熔化物C向下移动时，其与可熔性下腔室24接触，因此这促进了其熔化。堆芯熔化物继续向下移动，没有元件阻止其向下移动，即，没有“冻结”其的可形成下塞的元件。

堆芯熔化物C到达组件A的下部。如果组件A如图5、图7A至图10中所示包括堆芯熔化物回收装置38或38′，则堆芯熔化物会充满回收装置。在图7A至8B中所示的示例性实施方式中，充满堆芯熔化物的回收装置38向下移动且将外壳2中的堆芯熔化物隔离。

中子吸收材料的存在可防止任何临界风险。

因此，堆芯熔化物已经离开了邻接组件的裂变区域，且因为本发明而避免了事件的径向传播。

由于本发明的一个特别有利的实施方式，将单独的堆芯熔化物回收装置集成到与每个堆芯组件相关联的容器中而不是对于所有堆芯组件具有一个共同的回收装置的事实使堆芯熔化物的回收具有个性。

因此，将临界质量分开。此外，通过在中子吸收材料存在的情况下放置堆芯熔化物的这些单独回收的部分中的每一种，甚至更进一步通过稀释机构并将裂变材料与中子吸收和/或中子吸入混合而降低了临界风险，所述中子吸收对于临界质量分开机构是额外的。

已经示出了，如果集中等于约7个组件的裂变质量，则对于一些反应堆，临界的风险确实存在。这种数量级取决于在堆芯的给定组件中包含的裂变燃料的浓缩和裂变燃料的质量。通过对于这些特定反应堆使用设置有根据本发明的单独回收装置的组件，回收装置的裂变质量比临界质量小7倍。

利用本发明，获得的结果是如下组件结构和反应堆芯结构，其能够缓和一个或多个组件中的事故，从而防止其径向传播至整个堆芯并因此消除与二次功率激增相关的问题。

根据本发明的组件特别适合用于构造钠冷却快增殖核反应堆。

Claims (30)

1.一种核燃料组件，包括：

-外壳(2)，所述外壳(2)界定内部空间，所述内部空间被分成称作裂变区域的中心部(10)、上部(14)和下部(12)，在所述中心部(10)中设置核燃料棒(11)的束；

-下端(6)，包括冷却剂供应进口(31)；

-上端(8)，包括冷却剂排出口；

-所述棒束中的棒，包括上腔室和/或下腔室；

-装置(18)，所述装置(18)建立所述外壳(2)的内部空间的所述下部(12)与围绕所述组件的区域(20)通过所述外壳(2)的壁的连通，所述围绕所述组件的区域(20)被称作组件间区域，所述连通建立装置(18)包括通过围绕所述下部的所述外壳的壁的通道以及在所述下部中在给定压力阈值以下关闭通道的装置；

-设置在所述外壳内部的上部中子保护装置，称作内部上部保护装置(22.1，22.2)。

2.根据权利要求1所述的核燃料组件，其中，所述棒中的至少一个在其下端不包含任何增殖性材料。

3.根据权利要求1或2所述的核燃料组件，其中，所述棒(11)的至少一个的所述下端具有比所述棒的其他部分的外径更小的直径。

4.根据权利要求1至3中一项所述的核燃料组件，其中，至少一个棒(11)的至少所述下端由具有低于堆芯熔化物温度的低熔点的金属制成，或者由相图在低于堆芯熔化物温度的等效温度下具有低共熔点或转熔点的金属合金制成。

5.根据前述权利要求中任一项所述的核燃料组件，其中，所述棒的至少一个仅包括上腔室。

6.根据前述权利要求中任一项所述的核燃料组件，其中，所述棒的至少一个可不具有任何下部中子保护。

7.根据前一权利要求所述的核燃料组件，其中，不是所有棒都包括任何下部中子保护，并且其中所述下部中子保护被集成到所述外壳中。

8.根据前一权利要求所述的核燃料组件，其中，所述外壳(2)的下部具有比所述裂变区域(10)的直径更小的内径并且围绕外壳(2)的壁(12.1)比围绕所述裂变区域(10)的所述壁更厚，由此形成下部中子保护(LNP)。

9.根据权利要求1至8中一项所述的核燃料组件，其中，所述关闭装置由爆破盘、排出阀或单向阀形成。

10.根据权利要求1至9中一项所述的核燃料组件，其中，所述内部上部中子保护装置由所述外壳(2)的所述上部形成，所述外壳(2)的所述上部包括比所述裂变区域(10)的直径更小的内径且被比围绕所述裂变区域的所述壁更厚的外壳壁(14.1)围绕。

11.根据权利要求1至10中一项所述的核燃料组件，其中，所述内部上部中子保护装置(22.1)被集成到所述棒中并且形成所述棒(11)的上端。

12.根据权利要求1至11中一项所述的核燃料组件，其中，所述内部上部中子保护装置(22.2)设置在所述棒(11)之上且与所述棒成直线。

13.根据权利要求12所述的核燃料组件，其中，将增殖性材料(28)固定至所述内部上部中子保护装置(22.2)并且放置在每个棒(11)与相关联的内部中子保护装置(22.2)之间。

14.根据前述权利要求中一项所述的组件，其中，所述外壳(2)在会与围绕其的其他外壳(2)的面相接触的其外面上包括突出部(34)以形成隔离物。

15.根据前一权利要求所述的组件，其中，所述突出部(34)近似设置在所述裂变区域(10)处。

16.根据前述权利要求中一项所述的组件，其中，所述外壳(2)具有多边形截面，外部顶点被截平和/或设置有在所述外壳(2)的高度的至少一部分上延伸的槽。

17.根据前述权利要求中一项所述的组件和堆芯熔化物回收装置(38，38′)的套件。

18.根据前一权利要求所述的套件，其中，所述堆芯熔化物回收装置(38，38′)为会收集从所述外壳(2)内部流动的堆芯熔化物的瓶的形式。

19.根据权利要求17或18所述的套件，其中，所述堆芯熔化物回收装置(38)安装到所述外壳(2)中的在所述冷却剂供应部(31)与所述裂变区域(10)之间的壳体(40)中。

20.根据前一权利要求所述的套件，其中，在所述回收装置(38)壳体(40)的内面与所述回收装置(38)的外面之间的通道的横截面近似等于所述组件冷却剂供应进口通道(31)的横截面。

21.根据权利要求19或20所述的套件，其中，所述回收装置(38)能够从其中所述供应进口(31)与所述供应出口之间的所述冷却剂流动通道打开的高位置转到其中所述供应进口(31)与所述供应出口之间的所述冷却剂流动通道关闭的低位置。

22.根据前一权利要求所述的套件，其中，通过弹性装置(54)将所述堆芯熔化物回收装置(38)保持在所述高位置中。

23.根据权利要求21所述的套件，其中，通过可熔性支持片(56)将所述堆芯熔化物回收装置(38)保持在所述高位置中。

24.根据权利要求17或18所述的套件，其中，所述堆芯熔化物回收装置(38)被设置在所述外壳(2)下方。

25.根据前一权利要求所述的套件，其中，所述堆芯熔化物回收装置(38)被固定至所述组件。

26.根据权利要求24所述的套件，其中，通过设置在支持所述组件的堆芯栅板(17)下方的堆芯栅板(58)来支持所述堆芯熔化物回收装置。

27.根据权利要求17至26中一项所述的套件，其中，所述堆芯熔化物回收装置(38，38′)包含中子吸收材料(50)。

28.一种核反应堆，包括相互邻接设置并且界定其之间的组件间区域(20)的多个组件和在所述组件中的冷却剂循环泵，所述组件中的至少一个符合权利要求1至16中一项。

29.一种核反应堆，包括相互邻接设置并且界定其之间的组件间区域(20)的多个组件和在所述组件中的冷却剂循环泵，所述组件包括根据权利要求17至27中一项所述的至少一种套件。

30.根据权利要求28或29所述的核反应堆，所述核反应堆为液体钠冷却型。

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