CN102770922A - 控制棒/控制棒驱动机构的联接件 - Google Patents

控制棒/控制棒驱动机构的联接件 Download PDF

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P·K·德桑蒂斯
J·P·麦克劳林
M·W·阿莱斯
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Abstract

一种核反应堆包括压力容器和控制棒组件,控制棒组件包括:包括有中子吸收材料的至少一个可移动控制棒、用于控制至少一个控制棒的运动的控制棒驱动机构(CRDM)、以及将至少一个控制棒和CRDM可操作地连接的联接件。联接件包括第一部分和第二部分,第一部分包括具有在室温下的第一密度的第一材料,第二部分包括具有在室温下的第二密度的第二材料,第二密度大于第一密度。在某些实施例中,联接件包括连接杆,连接杆包括中空或部分中空的连接杆管和设置在中空或部分中空的连接杆管中的填料,连接杆管包括具有第一密度的第一材料,填料包括具有比第一密度大的第二密度的第二材料。

Description

控制棒/控制棒驱动机构的联接件
技术领域
本发明涉及核发电技术、核反应控制技术、控制棒操作技术以及相关技术。
背景技术
在已知的核电厂中,核反应堆堆芯包括一定数量和成分的裂变材料,选择裂变材料的数量和成分以支持所要求的核裂变链式反应。为了慢化反应,可提供中子吸收介质,比如在轻水反应堆的情形中为轻水(H2O),而在重水反应堆的情形中则为重水(D2O)。还已知通过将包括中子吸收材料的“控制棒”插入反应堆堆芯内的对齐通道内来控制或停止反应。当插入控制棒时,控制棒吸收中子而慢化或停止链式反应。
控制棒由控制棒驱动机构(CRDM)操作。在所谓的“灰”控制棒中,控制棒的插入是连续可调的,以提供连续可调的反应率控制。在所谓的“停堆”控制棒中,该插入是完全地插入或完全地拔出。在正常运行过程中,停堆棒从反应堆堆芯中完全拔出;在SCRAM(紧急停堆)过程中,停堆棒快速完全地插入,从而快速停止链式反应。控制棒还可设计成既执行灰棒功能也执行停堆棒的功能。在某些如此双重功能的控制棒中,控制棒构造成在SCRAM事件中可从CRDM拆下,以使被拆下的控制棒在重力作用下落入反应堆堆芯内。在诸如海军系统的某些系统中,还可提供液压或其它正向力(而不是重力)来将拆下的控制棒驱动入堆芯。
为了完成控制系统,提供了控制棒/CRDM联接件。已知的联接件包括具有下端的连接杆,控制棒固定在该下端处。连接杆的上部可操作地连接到CRDM。已知的提供灰棒功能的CRDM包括驱动导螺杆的电动机,导螺杆与连接杆形成一体或刚性地连接到连接杆,这样,电动机的操作可以连续方式驱动导螺杆和一体的或刚性连接的连接杆上下运动。已知的提供停堆功能的CRDM构造成主动地将控制棒保持在提升位置(即,提出反应堆堆芯外);在SCRAM中,撤掉该主动提升力,控制棒和一体的或所连接的连接杆一起朝向反应堆堆芯落下(使控制棒实际进入反应堆堆芯内)。已知的提供灰棒/停堆棒双重功能的CRDM包括电动机/导螺杆布置,电动机和导螺杆之间的连接设计成在SCRAM期间释放导螺杆。例如,电动机可通过可分离开的球螺母连接到导螺杆,该球螺母在正常(灰棒)运行过程中主动夹紧导螺杆,而在SCRAM事件中则分开,这样,控制棒、连接杆和导螺杆一起进行SCRAM(即,一起朝向反应堆堆芯落下)。
本文以参见方式引入2010年3月12日提交的题为“用于核反应堆的控制棒驱动机构”的相关申请系列号12/722,662和2010年3月12日提交的题为“用于核反应堆的控制棒驱动机构”的相关申请系列号12/722,696的全部内容。这两个申请披露了这样的构造,其中,电动机和导螺杆之间的连接不是可释放的,而是在导螺杆和连接杆之间提供了可分开的锁闩以便实现SCRAM。在这样的替代构造中,导螺杆不SCRAM,而是在导螺杆保持与电动机啮合时,仅脱开闩定的连接杆和控制棒才一起朝向反应堆堆芯进行SCRAM。
CRDM是复杂装置,其通常用电力和/或液压驱动。在停堆棒或双重的灰棒/停堆棒的情形中,包括CRDM的控制棒系统也可被分级为安全相关的部件,该状态至少对于CRDM的停堆功能课以严格的可靠性要求。
为了降低成本和整个系统的复杂性,已知通过称之为“蛛状结构”的附加联接元件将单个CRDM连接到多个控制棒。在如此情形中,所有与单个CRDM单元相联的控制棒一起移动。在实践中,提供多个CRDM单元,每个单元与多个控制棒连接,以提供某些冗余性。蛛状结构远离连接杆的下端侧向地延伸,以提供用于附连多个控制棒的较大“表面面积”。蛛状结构通常包括从中心附连点向外延伸的金属管或臂,在该中心附连点处,蛛状结构与连接杆附连。在某些蛛状结构中,可在径向延伸的管子之间提供附加的支承横向构件。包括蛛状结构的金属管或臂的直径(或更一般地来说是其尺寸)保持仅可能小,以使蛛状结构在SCRAM过程中的流体阻力为最小,并能使控制棒支承结构在提升或下降控制棒过程中接触和以凸轮形式作用在所有控制棒上。
包括连接杆和蛛状结构的该联接件是重量相对较轻的结构,该结构使复杂CRDM上的材料成本和重力载荷为最小。出于诸如强度和耐受度、低成本、可制造性以及与反应堆压力容器环境相容性等的各种原因,连接杆和蛛状结构通常是不锈钢元件。
发明内容
在本发明的一个方面,该装置包括:包括中子吸收材料的至少一个控制棒;控制棒驱动机构(CRDM)单元;以及控制棒/CRDM联接件,其连接控制棒和CRDM单元,以为至少一个控制棒提供灰棒控制功能和停堆棒控制功能中的至少一种;其中,控制棒/CRDM偶联器具有大于室温下的不锈钢密度的平均密度。
在本发明的另一个方面,装置包括核反应堆的控制棒组件的连接杆。连接杆包括:中空或部分中空的连接杆管,该连接管包括具有在室温下的第一密度的第一材料;以及设置在中空或部分中空的连接杆管内的填料,该填料包括具有在室温下的第二密度的第二材料,该第二密度大于第一密度。
在本发明的另一个方面,装置包括核反应堆压力容器以及控制棒组件,该控制棒组件包括:包括有中子吸收材料的至少一个可移动控制棒、用于控制至少一个控制棒运动的控制棒驱动机构(CRDM)、以及可操作地连接至少一个控制棒和CRDM的联接件。联接件至少包括连接杆,连接杆包括中空或部分中空的连接杆管,该连接杆管包括具有在室温下的第一密度的第一材料以及设置在中空或部分中空的连接杆管内的填料,该填料包括具有在室温下的第二密度的第二材料,该第二密度大于第一密度。
在本发明的另一个方面,装置包括核反应堆压力容器和控制棒组件,控制棒组件包括:包括有中子吸收材料的至少一个可移动的控制棒、用于控制至少一个控制棒运动的控制棒驱动机构(CRDM)、以及可操作地连接至少一个控制棒和CRDM的联接件。联接件包括第一部分和第二部分,第一部分包括具有在室温下的第一密度的第一材料,而第二部分包括具有在室温下的第二密度的第二材料,该第二密度大于第一密度。
附图说明
本发明可采取各种部件和部件布置的形式,并为各种工艺运行和工艺运行布置。附图只是为了说明优选的实施例并不可认为是限制本发明。
图1示意性地示出图示的核压水堆压力容器下部的剖视立体图,该压力容器包括图示的控制棒组件(CRA)。
图2示意性地示出图1的图示CRA的立体图。
图3示意性地示出控制棒导向框架的立体图,其中CRDM已移去以露出CRA连接杆的上端。
图4示意性地示出图1-3的CRA的控制棒和连接杆的立体图,其中,会挡住上述部件视图的那些部件已经移去。
图5示意性地示出图1-4的CRA的终端配重元件的立体图。
图6示意性地示出图5终端配重元件的立体图。
图7示意性地示出图5和6的终端配重元件壳体的俯视图。
图8示意性地示出位于图1-3的CRA的控制棒导向框架内的图5-7的终端配重元件的俯视图。
图9示意性地示出J型锁(J-Lock)阴附连组件的立体图,其容纳或设置在图5-7的终端配重元件的中心通道内。
图10示意性地示出连接杆、终端配重元件以及包括J型锁联接件上部的控制棒的组件的立体图。
图11示意性地示出连接杆、终端配重元件以及包括处于锁定结构中的J型锁联接件细节的控制棒的组件的剖视立体图。
具体实施方式
这里披露的是控制棒/CRDM联接组件的范例。在现有的控制棒/CRDM联接组件中,控制棒由重量轻的“蛛网”蛛状结构终止,该蛛状结构具有最小重量和朝向SCRAM方向的侧面定向的表面面积。蛛状结构构造成提供用于附连控制棒的较大“有效”面积,但在SCRAM过程中提供较小的造成流体阻力的“实际”面积。蛛状结构和连接杆都是不锈钢部件,以提供诸如强度和耐受度、低成本、可制造性和与反应堆容器环境相容的诸多优点。
这里披露的是控制棒/CRDM联接组件,该组件包括以下方面中的一个或两个方面:(i)用终端配重元件替换传统的重量轻的蛛状结构,和/或(ii)用诸如钨(可供选择地处于粉末或颗粒形式)、钼、钽等的较高密度的材料替代控制棒/CRDM联接组件的大部分的不锈钢。所披露的控制棒/CRDM联接组件比传统的控制棒/蛛状结构组件重得多,这有利地提高重力诱发的SCRAM的速度和可靠性。
在使用这里所披露的终端配重元件的控制棒/CRDM联接组件的情形中,与传统的重量轻的蛛状结构相比,由终端配重元件所提供的增加的重量能使终端配重元件可选地具有比传统蛛状结构大的在SCRAM方向侧部的实际表面面积(例如为了提供额外的重量)。
参照图1,图示核反应堆压力容器10的相关部分包括靠近压力容器10底部定位的堆芯围板12。该堆芯围板12包括或包含反应性的堆芯(未示出),该反应性的堆芯包含或包括放射性材料,举例来说,诸如浓缩的二氧化铀(即,经处理而具有升高的235U/238U比的UO2)。图中示意地示出了控制棒驱动机构(CRDM)单元14。图示的CRDM14是设置在压力容器10内的内部的CRDM;替代地,也可采用外部的CRDM。作为说明性实例,图1示出图示的单个CRDM单元14;然而,更一般地来说,通常有多个CRDM单元,每个单元与不同的多个控制棒联接(虽然这些附加的CRDM单元未在图1中示出,但压力容器10被绘制成显示有用于该附加CRDM单元的空间)。
位于CRDM单元14下方的是控制棒导向框架16,其在图1的立体图中挡住控制棒/CRDM联接组件(图1中未示出)的视图。延伸在控制棒导向框架16下方的是多个控制棒18。图1示出处于完全插入位置中的控制棒18,在该位置中,控制棒18最大程度地插入堆芯围板12内。在完全插入位置中,终端配重元件(或在替代实施例中是蛛状结构)位于控制棒导向框架16内的下部位置20(因此在图1中还是看不到)。在图1图示的实施例中,CRDM单元14和控制棒导向框架16被支座22间隔开,该支座22包括具有分别与CRDM单元14和控制棒导向框架16联接的相对端的中空管,而连接杆(图1中未示出)可从该中空管中穿过。
图1仅示出图示压力容器10的下部。在运行的核反应堆中,图示的敞开上端24与一个或多个上部压力容器部分相连,这些压力容器上部和图示的压力容器10下部一起形成封闭的压力容积,该容积包含有反应堆堆芯(由所示的堆芯围板12表示)、控制棒18、控制棒导向框架16和内部CRDM单元14。在替代的实施例中,CRDM单元是外部的,位于反应堆压力容器上方。在如此的实施例中,外部CRDM通过控制棒/CRDM联接组件连接到控制棒,在该组件中,连接杆延伸通过压力容器上部中的入口。
参照图2,包括CRDM单元14、控制棒导向框架16、插在中间的支座22和控制棒18的控制组件显示为与反应堆压力容器隔离。还有,在图2的视图中,控制棒/CRDM联接组件被控制棒导向框架16和支座22遮住。
参照图3,图中又示出控制棒导向框架16和支座22,但CRDM单元被移去,以露出在支座22上方向上延伸的控制棒30的上端。如果CRDM单元具有灰棒功能,则连接杆30的该图示的上端与CRDM单元相配合,以使CRDM单元能够提升或下降连接杆30以及由此的所附连的控制棒18(图3中未示出)。如果CRDM单元具有停堆棒功能,则该图示的上端在SCRAM过程中从CRDM单元拆下。在各个图1-4中,指示出SCRAM方向S,它在SCRAM事件中是下落控制棒加速的向下方向。
参照图4,图中示出控制棒18和连接杆30,而没有任何阻挡部件(例如,没有控制棒导向框架、支座或CRDM单元)。在图4的视图中,可见图示的配重元件32,它提供多个控制棒18与连接杆30下端的连接。应该指出的是,与传统的蛛状结构不同,终端配重元件32具有沿着SCRAM方向S的很长的伸长量。所示的终端配重元件32具有的优点在于,提供提高的重量,这便于SCRAM快速进行;然而,也可考虑用传统的“蛛网”蛛状结构来替代图示的终端配重元件32。
参照图5和6,图中分别示出终端配重元件32的立体图和侧视剖切立体图。终端配重元件32包括基本上中空的壳体40,壳体具有上端和下端,上下端被上和下壳体盖板42、44密封住。四个上壳体盖板42图示在图5中,两个上壳体盖板42显示在图6的侧视剖切立体图中。图5立体图的倾斜方向挡住了下部盖板而使之看不到,但在图6的侧向剖视图中两个下部盖板44“边缘”可见。图示的终端配重元件32包括四个下部壳体盖板44,它们类似于图5中所示四个上部壳体盖板42布置。
图7提供对图示的终端配重元件32的进一步显示,图7示出中空壳体40的俯视图,略去了盖板。如图7所示,中空壳体40为柱形,其具有平行于SCRAM方向S的柱形轴线以及横向于柱形轴线的均匀横截面。该横截面是复杂的,形成了中心通道50和四个围绕中心通道50径向地间隔90°的腔室52。中空壳体40的横截面还形成24个小通道54(即,与中心通道50相比是小的),其中在图7中仅示出24个小通道54中的某些通道。图7与图5和6之间的比较显示出通道50、54各自完全地通过壳体50,且没有被上或下盖板42、44盖住。
首先考虑24个小通道54,它们提供用来固定多个控制棒18的结构。在某些实施例中,24个小通道54各自保持住控制棒,以使多个控制棒18精确地由24个控制棒组成。在其它的实施例中,24个小通道54中的一个或多个可以是空的,或可以用作其它用途,例如,用作堆芯仪表导线的导管,在此情形中,多个控制棒18由少于24个的控制棒组成。还应该认识到,终端配重元件32仅是说明性的实例,终端配重元件可具有其它横截面构造,其为不同数量的控制棒而设置,例如,多于或少于24个。
下面来考虑围绕中心通道50径向地间隔开90°的四个腔室52。基本上中空的壳体40和上及下盖板42、44合适地由不锈钢制成,但也可考虑采用其它材料。上及下盖板42、44密封四个腔室52。如图6中的侧视剖切图所示,四个腔室52用包括重材料的填料56填充,其中,术语“重材料”是指密度比形成中空壳体40的不锈钢(或其它材料)密度高的材料。例如,填料56可包括重材料,举某些实例来说,重材料诸如是钨(可供选择地呈粉末或颗粒形式)、贫化铀、钼、或钽。举例来说,不锈钢的密度约为7.5-8.1g/cm3,而钨的密度约为19.2g/cm3,钽的密度约为16.6g/cm3。在某些优选实施例中,组成填料56的重材料的密度至少是组成壳体40的材料密度的两倍。在壳体40包括不锈钢的某些优选实施例中,组成填料56的重材料的密度较佳地至少为16.2g/cm3(这里规定的量化的密度都是在室温下的密度)。
在某些实施例中,填料56对终端配重元件32的强度或刚度没有贡献。因此,可选择组成填料56的重材料而无需考虑其机械特性。出于相同的理由,填料56可呈实心插入件的形式,其尺寸和形状适于配装到腔室52内,或填料56可以是粉末、颗粒或其它的组成形式。盖板42、44密封腔室52,于是,也可考虑组成填料56的重材料是与压力容器10内流动的一次冷却剂不相容的材料。替代地,如果组成填料56的重材料是与压力容器10内流动的一次冷却剂相容的材料,则可考虑省略上盖板42,在此情形中,腔室52不密封。事实上,如果填料56是固定地保持在腔室52内的固体材料,则可考虑省略上盖板42和下盖板44。
继续参照图5-7,并还参照图8,当控制棒18通过CRDM单元14的作用提升或下降时,终端配重元件32通过控制棒导向框架16。沿着SCRAM方向S在终端配重元件32的长度上具有恒定横截面的柱形构造简化了该设计方面。此外,控制棒导向框架16应以凸轮形式作用在每个控制棒18上,以提供所要求的控制棒导向作用。为此目的,终端配重元件32的横截面设计成有凹陷58(其中一些在图7中标出)。如图8所示,控制棒导向框架16的匹配延伸部分60配装入这些凹陷58内。还在图8中示出的间隙G提供终端配重元件32外表面和控制棒导向框架16近端表面之间小的允差。包围着终端配重元件32的24个小通道54的控制棒导向框架16的24个部分圆形的开口的尺寸适于以凸轮形式作用在控制棒18上。为完整起见,图8还示出设置在终端配重元件32中心通道50内的连接杆30。
图5-7示出,与没有四个腔室52而得到的实际横截面面积相比,对四个腔室52提供空间可大大地提高终端配重元件32的实际横截面面积(即,在SCRAM方向S的侧部布置的面积)。在某些实施例中,向着SCRAM方向S的侧部定向的横截面(包括盖板42、44所包围的面积)的“填充因子”至少为50%,图7表明,对于图示的终端配重元件,填充因子大大地大于50%。因此,终端配重元件32的设计不同于典型的蛛状结构的“蛛网”设计,对其进行优化而使SCRAM方向S侧部处的实际表面面积为最小,并且通常具有小于50%的填充因子以减小流体阻力。一般地,通过终端配重元件32的重量所获得的SCRAM力更多地使由四个腔室52所赋予的较大的实际侧部表面面积的增大的流体阻力偏移。
通过沿SCRAM方向S拉长终端配重元件32,就可获得克服流体阻力和提高SCRAM速度的附加的重量。所述另一方法,终端配重元件32沿SCRAM方向S的长度与朝向SCRAM方向S侧部定向的最大尺寸之比,可选地等于或大于1,且最好等于或大于1.2。所示的终端配重元件32不是如典型的蛛状结构那样为大致平面的元件,而是呈现出体积的部件,其对连接杆30的下端提供基本上的终端重量。
所示的终端配重元件32具有的主要优点在于,它将包括重材料的填料56放置在放射性堆芯(包含在如图1所示的压力容器10底部附近的堆芯围板12内或被堆芯围板12支承)和CRDM单元14之间。组成填料56的重材料是密度高的材料,其通常期望对于由反应堆堆芯产生的放射性有高度吸收性。高放射吸收性是诸如钨、贫化铀、钼或钽之类重材料的特性,这些材料是说明性的实例。因此,包括重材料的填料56提供辐射屏蔽,其保护昂贵的(在某些实施例中且在不同的程度上)且对辐射敏感的CRDM单元14。
终端配重元件32沿SCRAM方向S的伸长具有附加的、与重量的提供无关的益处。沿SCRAM方向S的伸长提供较长的长度,各个控制棒18可在该长度上固定到终端配重元件32,类似地,还提供如下较长的长度,即,连接杆30可在该长度上固定到终端配重元件32。这提供更好的机械连接,还提供提高的稳定扭矩以防止控制棒18倾斜。一般地,终端配重元件32沿SCRAM方向S的伸长提供更加刚性的机械结构,其减小连接杆/终端配重元件/控制棒组件成问题的(或甚至灾难性的)变形的可能性。
终端配重元件32沿SCRAM方向S的伸长的另一优点在于,它可选地允许终端配重元件32沿SCRAM方向S成流线型。该变化未予示出;然而,可考虑修改图5的构造(举例来说),以具有较窄的下横截面和较宽的上横截面,呈从较窄的横截面到较宽的横截面而直径增大的锥形表面。用于固定控制棒的小通道54保持精确地平行于SCRAM方向S定向(因此,对位于最外位置的控制棒来说将更短)。如此的流线型代表流体阻力(因流线型而减小)和由流线型造成的重量减轻之间的权衡。
代替上述选项的流线型,终端配重元件的横截面可以另外方式构造来减小流体阻力。例如,横截面可包括类似于小通道54的附加的通道(未示出),但它们不填充控制棒或任何物件,代之以提供流体流动路径,以在SCRAM过程中减小终端配重元件的流体阻力。
通过将包括重材料(其将终端配重元件32的平均密度增大到比不锈钢平均密度大的值)的填料56和终端配重元件32的伸长(其增加终端配重元件32的总体积)相结合,所示的终端配重元件32提供要求的重量。体积与平均密度的乘积给出了总质量(等于重量)。为了达到要求的重量,可在以下诸项中作出各种设计的权衡:(1)填料56的尺寸或数量或体积;(2)组成填料56的重材料的密度;以及(3)终端配重元件32的伸长量。
在某些实施例中,考虑使用包括重材料的填料而不伸长终端配重元件来达到所要求的重量。在如此的实施例中,终端配重元件32可选地具有传统的基本上平面的和“蛛网”的蛛状结构,其中,蛛状结构的管子或其它连接元件是部分中空或完全中空,以形成含有包括重材料的填料的腔室。如此的终端配重元件可被认为是“重型蛛状结构”。
在其它实施例中,可考虑完全地省略填料材料,代之以完全依赖于伸长来提供所要求的重量。例如,通过省略四个腔室52和填料56来对所示的终端配重元件32进行修改。在该构造中,壳体40可由具有与壳体40相同的外周长的单个实心不锈钢元件替代,该单个实心不锈钢元件的顶部和底部形成(或也许更确切说是替代)上和下壳体盖板42、44。如果完全由不锈钢制成的细长的终端配重元件32提供足够的重量,则可合适地采用省略了包括重材料的填料的这一实施例。如果终端元件的重量不是考虑因素,而是需要有细长终端元件的其它益处,诸如是提供较长的长度以与控制棒和/或连接杆30可靠地连接,或提供应是流线型的沿SCRAM方向S的细长几何形,则也可合适地采用这一实施例。
所披露的终端配重元件的各种实施例使用不锈钢壳体,其不损害提供合适结构以将控制棒连接到连接杆的下端的主要功能。同时,不锈钢壳体留出足够的空间或腔室容积,以允许插入包括重材料的填料。尽管不锈钢被认作壳体的首选材料,但应该理解到,还可使用具有所期望的结构特性和反应堆压力容器相容性的其它材料。包括重材料的填料合适地是钨、贫化铀,或其它合适的高密度材料。所披露的终端配重元件的各种实施例还具有沿SCRAM方向S的伸长。该伸长的设计容易构造成配装到控制棒导向框架内,而无需对导向框架作任何的再设计(例如,放宽),因此不影响整个控制棒组件的空间封装。该伸长量是可调整的设计参数,可设置得大一些或小一些以提供所要求的重量。增加伸长量通常提高控制棒组件的高度,且这可对特定反应堆设计的伸长施加上限。(这可以至少部分地通过减小连接杆长度来补偿,但连接杆具有由所要求的最大行程而施加的最小长度)。
所披露的终端配重元件的另一优点在于,它可提供可调节的重量。例如,在某些实施例中,不同的CRDM单元可位于不同的高度,或可支承不同质量的控制棒,这样,与不同CRDM单元相连的不同平移组件不尽相同。如果认为与各种CRDM单元相连的所有平移组件具有相同重量是有益的话,那么,可在不同终端配重元件32的腔室52内纳入不同量的包括重材料的填料,以平衡平移组件的重量。在某些情形中,这会导致某些腔室52内仅部分地填充有填料56。可选地,腔室52内未被填充的空间可用诸如小块不锈钢(未示出)那样重量轻的填料材料填充,或可含有压缩的加载弹簧(未示出)以防止包括重材料的填料56在腔室52内移动。在为达到理想的总重量而选择重材料的填料56的数量时,应合适地考虑到重量轻的填料或加载弹簧的重量。举例来说,各种平移组件的平衡重量可以是有用的,以在各个平移组件中使用通用的柱塞或其它动能吸收元件。设计动能吸收元件(未在图5-8中示出)以在控制棒到达完全(即,最大)插入点时为经受SCRAM的平移组件提供“软止挡”。
图示的终端配重元件32的壳体40起作提供机械支承的结构部件。与连接杆30和控制棒18之间的联接相关的所有载荷被传递到壳体40,该壳体起作各个控制棒的附连部位。
参照图9、10和11,各种附连构造可用来将连接杆30固定在终端配重元件32的壳体40的附连通道50内。在如此附连构造的一个说明性实例中,壳体40的中心通道50容纳J型锁阴附连组件70,其合适地同轴设置在壳体40的中心通道50内。图9示出J型锁阴附连组件70的侧视剖切图,而图10示出连接组件的侧视图,图11则示出连接组件的侧视剖且图。特别地参照图9,所示J型锁阴附连组件70包括套节72,在所示实施例中,该套节72包括圆形的圆柱体,其同轴地焊接或其它方式固定在壳体40的中心通道50内。替代地,该套节可与中心通道50的内表面做成一体,或由该内表面形成。套节72用作壳体40和J型锁阴附连部件之间的界面,这些J型锁阴附连部件包括设置在套节72内的三个J型锁销74(其中两个可在图9的剖视图中可见)。这些销74为设置在连接杆30下端处的J型锁阳附连组件80(见图11)提供连接点。一旦J型锁阳附连组件80与终端配重元件32配合,则J型锁柱塞76和J型锁弹簧78将连接杆30的J型锁阳附连组件80保持就位。(锁定结构显示在图11中)。
所示J型锁阴附连组件70还包括下柱塞82、内弹簧84和弹簧垫圈86,它们在SCRAM过程中相合作以吸收下部平移组件的冲击(即,控制棒18、终端配重元件32、连接杆30以及可选的导螺杆(未示出)平移的组合)。
所示的连接杆30下端和终端配重元件32之间的J型锁连接是一个实例。更一般地说,可考虑基本上任何类型的连接,包括其它类型的可拆卸连接或永久性的焊接连接或一体的结构。J型锁结构具有的优点在于,通过简单的“推和扭转”操作就可将连接杆30从终端配重元件32(和由此的控制棒18)拆下。这可使连接杆30在核反应堆换料过程中独立于平移组件的其余部分(即,终端配重元件32和附连的控制棒18)而移动。
可使用各种工艺技术来制造终端配重元件32的壳体40。在某些实施例中,可考虑使用电火花加工(EDM)技术来制造。EDM方法在不锈钢实心块上操作,然后将不锈钢块切割成蛛状的壳体40。有利的是,EDM既快又精密。其它构思的方法包括铸造技术或挤压成形技术,这两种技术都是制造快速和材料成本低。
平移组件包括控制棒18、终端配重元件32、连接杆30以及可选的导螺杆(未示出),该平移组件有利地是重量重,以在反应堆紧急停堆事件中便于平移组件朝向反应堆堆芯快速和可靠地进行SCRAM。为此目的,将终端配重元件32构造成重量重。这里所披露的实现它的一种方法是通过使终端配重元件32的平均密度增加到大于不锈钢的密度的值(或更一般地说,将平均密度增加到大于组成壳体40的材料密度的值)来实现,该密度的增加是通过添加包括重材料的填料56(这里,“重”是指大于不锈钢密度或组成壳体40的其它材料密度的密度。这里披露的达到这一点的另一种方法是通过沿SCRAM方向S来伸长终端配重元件32。所示的终端配重元件32采用通过填料56来提高平均密度以及沿SCRAM方向S的伸长。
参照图10和11,作为附加的或替代的情况,通过提高连接杆30的密度来得到附加的平移组件重量。为此目的,所示连接杆30包括中空(或部分中空)的连接杆管90,其(如图11剖视图中所示)包含包括重材料的填料92。因此,连接杆管90起到类似于终端配重元件32壳体40的结构目的,而包括重材料的填料92起作类似于终端配重元件32的填料56的配重(或提高平均密度)目的。中空连接杆管90可采用诸如EDM(但较长管子长度对于此方法可能有问题)、铸造、挤压成型、铣切之类的各种技术进行制造。
在一个合适的实施例中,包括重材料的填料92呈小块的钨的形式,每个小块的直径基本上与连接杆管90内径相一致,并堆叠在连接杆管90内,选择所堆叠的小块钨的数量以达到要求的重量。如果小块钨的数量不足以填满连接杆管90的内部容积,且期望避免这些小块移动,则可选地,通过合适的偏置结构,或用诸如小块不锈钢那样重量轻的材料来填充连接杆管90内部容积内的剩余空间,来防止填料92移动。在图11所示实例中,采用了偏置结构,其中,连接杆管90的内部容积被上和下焊接的塞子94、96密封住,且压缩弹簧98吸收沿SCRAM方向S的任何松弛,该松弛可因填料92不完全地填充连接杆管90的内部容积而产生。作为对钨材的提到,组成填料的重材料可以是贫化铀、钼、钽等,它们仅是某些其它的说明性的实例。填料92可包括一个或多个实心的小块或棒、粉末、颗粒等。在连接杆30的情形中,术语“重材料”是指密度大于不锈钢或组成连接杆管90的其它材料密度的材料。举例来说,不锈钢的密度约为7.5-8.1g/cm3,而钨的密度约为19.2g/cm3,钽的密度约为16.6g/cm3。在某些优选实施例中,组成填料92的重材料的密度至少是组成中空连接杆管90的材料密度的两倍。在中空连接杆管90包括不锈钢的某些优选实施例中,组成填料92的重材料的密度较佳地至少为16.2g/cm3(这里规定的所有量化的密度都是在室温下的密度)。
继续参照图10和11,所示的连接杆30具有上端和磁体102,该上端包括用来与CRDM单元14的锁闩(锁闩未示出)相固定的环形槽100,而磁体102用于与控制棒位置传感器(未示出)协同使用。2010年3月12日提交的题为“用于核反应堆的控制棒驱动机构”的相关申请系列号12/722,622以及2010年3月12日提交的题为“用于核反应堆的控制棒驱动机构”的相关申请系列号12/722,696描述了CRDM单元14的合适实施例,该CRDM单元14包括用于连续(灰棒)调整的电动机/导螺杆结构和用于将连接杆30从CRDM单元14拆下(导螺杆保持可操作地与电动机连接)的分离锁闩,,本文以参见方式引入上述两个相关申请的全部内容。
替代地,在其它的实施例中,导螺杆(未示出)与连接杆管90相固定,或与连接杆管90形成一体,导螺杆与连接杆/终端配重元件(或蛛状结构)/控制棒一起实施SCRAM(换句话说,导螺杆在SCRAM过程中形成平移组件的一部分)。在某些如此的替代实施例中,电动机通过可分离的球螺母合适地联接到导螺杆,该球螺母分开以释放导螺杆和启动SCRAM。
图示的连接杆30包括八个部件。使用中空的连接杆管90来增加连接杆30组件的重量。这可以仅是部分中空,例如,可以仅下部是中空的。位于中空的连接杆管90内的是包括重材料的填料92。在某些实施例中,填料92包括若干较小的钨棒或小块。选择中空连接杆管90内钨棒或小块的数量以达到所要求的重量。如果对不同的CRDM单元采用不同的平移组件,则每个中空连接杆管90内的钨棒或小块的数量可以不同,且合适地选择该数量以确保若干个CRDM单元的每个连接杆具有相同的重量。这一点是有利的,因为可以得出这样的结果:所有的CRDM单元可设计成不依赖于诸如是连接杆的长度、控制棒组成等因素来提升单一重量。
如上所述,这种重量“调节”还可通过调节终端配重元件32内的填料56来实现。如果采用填料56、92,则填料56、92的组合重量可通过调整填料56、92中一个或两个的数量和/或密度来调节。如果重量调节量预计较小,则在某些如此的实施例中,填料56、92可以是标准规格/重量的实心元件,然后,通过添加呈粉末、颗粒、小块或诸如此类形式的包括重材料的附加填料来修整总重量。
如果中空的连接杆管90的内部容积仅是被填料92部分地填充,则不锈钢棒或某些其它重量轻的填料(未示出)可插入其余的内部容积,以完全地填充该填装。附加地或替代地,可使用弹簧98或其它的机械偏置结构。考虑将填料92“疏松地”布置在连接杆管90内;然而,如此的布置会在SCRAM下落的终点处使得对动能的吸收难以处理。
填料92通常具有比中空的连接杆管90的不锈钢(或其它材料)低的热膨胀系数。连接杆30在室温下组装,然后加热到其运行温度。对于长度例如为250厘米或以上的连接杆来说,热膨胀会导致连接杆管90增大几厘米或更大的数量级。填料92的低热膨胀系数导致填料92长度的增长低得多。弹簧98合适地补偿该效应。此外,如果弹簧98位于填料92下方(如图11所示),则它可在SCRAM下落的终点处辅助耗散掉填料92的动能。
如图11中所示的实施例所示,中空的连接杆管90可短于连接杆30的总长度。在图示的情形中,连接杆30包括与J型锁阳附连组件80对应的位于连接杆管90下方的附加长度,并还包括与上部管对应的位于连接杆管90上方的附加长度,所述上部管包括锁闩槽100并容纳位置指示器磁体102。可选地可提供上和下焊接塞94、96来密封中空连接杆管90的内部容积。这些塞分别附连到中空连接杆管90的上和下端以将填料92和可选的弹簧98密封在内部。在所示的实施例中,塞94、96的外端构造成便于分别连接上连接杆和J型锁阳附连组件80。
连接杆30还具有的优点在于,它将包括重材料的填料92放置在放射性堆芯(容纳在靠近如图1所示的压力容器10底部的堆芯围板12内或由堆芯围板12支承)和CRDM单元14之间。组成填料92的重材料是致密材料,该致密材料通常可期望对由反应堆堆芯产生的放射有高吸收性。高放射吸收性是诸如钨、贫化铀、钼或钽之类重材料的特性,这些重材料是说明性的实例。因此,包括重材料的填料92提供辐射屏蔽,该辐射屏蔽保护昂贵的以及(在某些实施例中,以及在不同的程度上)对辐射敏感的CRDM单元14。如果采用填料56、92,则这两种填料对有利的CRDM屏蔽效应作出贡献。
所示的控制棒/CRDM联接件包括以下的组合:(1)包括伸长和填料56的终端配重元件32,以及(2)包括填料92的连接杆30。
在其它的控制棒/CRDM联接件实施例中,可考虑包括对有伸长和填料56的终端配重元件32的组合,但与传统的实心不锈钢连接杆(不带填料92)联接。
在其它的控制棒/CRDM联接件实施例中,可考虑包括对有伸长但没有填料56终端元件(其可以是也可以不是配重元件)的组合,其与以下相联接:(i)包括填料92的连接杆30,或(ii)传统的实心不锈钢连接杆(不带填料92)。
在其它的控制棒/CRDM联接件实施例中,可考虑包括对没有伸长的终端配重元件(例如,具有类似于传统蛛状结构的“蛛网”拓扑形)的组合,但它包括设置在管中空区域或终端配重元件其它构件内的填料56,其与以下相联接:(i)包括填料92的连接杆30,或(ii)传统的实心不锈钢连接杆(不带填料92)。
在其它的控制棒/CRDM联接件实施例中,可考虑包括以下的组合:(I)不带伸长且不带填料56的传统蛛状结构,以及(II)包括填料92的连接杆30。
已经图示和描述了优选的实施例。显然,其它技术人员在阅读和理解以上详细描述后将会想到各种修改和替代方案。本发明应被认为包括所有如此的修改和替代,只要它们落入附后权利要求书或其等效物的范围之内。

Claims (33)

1.一种装置包括:
至少一个控制棒,该至少一个控制棒包括中子吸收材料;
控制棒驱动机构(CRDM)单元;以及
控制棒/CRDM联接件,该控制棒/CRDM联接件将控制棒与CRDM单元相连接,从而CRDM单元对至少一个控制棒提供灰棒控制和停堆棒控制中的至少一种控制;
其中,控制棒/CRDM联接件具有大于在室温下的不锈钢密度的平均密度。
2.如权利要求1所述的装置,其特征在于,控制棒/CRDM联接件包括连接杆,该连接杆具有大于在室温下的不锈钢密度的平均密度。
3.如权利要求2所述的装置,其特征在于,所述连接杆包括:
中空或部分中空的连接杆管;以及
设置在中空或部分中空的连接杆管内的填料,所述填料包括具有大于在室温下的不锈钢密度的平均密度的材料。
4.如权利要求3所述的装置,其特征在于,所述中空或部分中空的连接杆管由不锈钢制成。
5.如权利要求3所述的装置,其特征在于,所述填料具有在室温下至少为每立方厘米16.2克的密度。
6.如权利要求3所述的装置,其特征在于,所述中空或部分中空的连接杆管包括具有第一密度的材料,以及,组成填料的材料具有至少为第一密度两倍的密度。
7.如权利要求3所述的装置,其特征在于,所述连接杆还包括:
设置在中空或部分中空的连接杆管内的附加元件,所述附加元件不是包括有密度大于在室温下的不锈钢密度的材料的填料,所述附加元件防止填料在中空或部分中空的连接杆管内移动。
8.如权利要求3所述的装置,其特征在于,所述连接杆还包括:
设置在中空或部分中空的连接杆管内并压靠在填料上的压缩弹簧。
9.如权利要求8所述的装置,其特征在于,所述弹簧设置在中空或部分中空的连接杆管内的填料下方,从而弹簧在SCRAM过程中至少对耗散由填料产生的动能有贡献。
10.如权利要求1所述的装置,其特征在于,控制棒/CRDM联接件包括:
第一部分,该第一部分包括具有在室温下的第一密度的第一材料;以及
第二部分,该第二部分包括具有在室温下的第二密度的第二材料,第二密度大于第一密度。
11.如权利要求10所述的装置,其特征在于,第二密度至少是第一密度的两倍。
12.如权利要求10所述的装置,其特征在于,第一材料是不锈钢,第一部分包括包围第二部分的封闭构件。
13.如权利要求10所述的装置,其特征在于,第一材料是不锈钢,第一部分包括封闭构件,该封闭构件包围第二部分,并密封第二部分以避免暴露于控制棒/CRDM联接件所设置于其中的反应堆冷却剂周围。
14.一种装置包括:
核反应堆的控制棒组件的连接杆,所述连接杆包括:
中空或部分中空的连接杆管,该连接杆管包括具有在室温下的第一密度的第一材料,以及
设置在中空或部分中空的连接杆管内的填料,该填料包括具有在室温下的第二密度的第二材料,第二密度大于第一密度。
15.如权利要求14所述的装置,其特征在于,连接杆还包括:
设置在中空或部分中空的连接杆内并压靠在填料上的压缩弹簧。
16.如权利要求14所述的装置,其特征在于,连接杆还包括:
密度较低的填料,该密度较低的填料设置在中空或部分中空的连接杆内,以防止填料在中空或部分中空的连接杆管内移动,该密度较低的填料具有在室温下的第三密度,第三密度小于或等于第一密度。
17.如权利要求14所述的装置,其特征在于,第二密度至少是第一密度的两倍。
18.如权利要求14所述的装置,其特征在于,所述第二密度在室温下至少为每立方厘米16.2克。
19.如权利要求14所述的装置,其特征在于,所述第一材料是不锈钢。
20.如权利要求19所述的装置,其特征在于,所述第二材料选自以下的组群:钨、贫化铀、钼和钽。
21.如权利要求14所述的装置,其特征在于,所述第二材料选自以下的组群:钨、贫化铀、钼和钽。
22.如权利要求14所述的装置,其特征在于,所述填料包括设置在中空或部分中空的连接杆管内、包括第二材料的多个棒或小块。
23.一种装置包括:
核反应堆压力容器;以及
控制棒组件,该控制棒组件包括:包括有中子吸收材料的至少一个可移动控制棒、用于控制至少一个控制棒的运动的控制棒驱动机构(CRDM)、以及可操作地连接至少一个控制棒和CRDM的联接件,
其中,所述联接件至少包括连接杆,该连接杆包括:
中空或部分中空的连接杆管,该连接杆管包括具有在室温下的第一密度的第一材料,以及
设置在中空或部分中空的连接杆管内的填料,该填料包括具有在室温下的第二密度的第二材料,第二密度大于第一密度。
24.如权利要求23所述的装置,其特征在于,所述连接杆还包括:
设置在中空或部分中空的连接杆内并压靠在填料上的压缩弹簧。
25.如权利要求23所述的装置,其特征在于,第二密度至少是第一密度的两倍。
26.如权利要求23所述的装置,其特征在于,所述第二密度在室温下至少为每立方厘米16.2克。
27.如权利要求23所述的装置,其特征在于,第一材料是不锈钢。
28.如权利要求23所述的装置,其特征在于,所述第二材料选自以下的组群:钨、贫化铀、钼和钽。
29.一种装置包括:
核反应堆压力容器;以及
控制棒组件,该控制棒组件包括:包括有中子吸收材料的至少一个可移动控制棒、用于控制至少一个控制棒的运动的控制棒驱动机构(CRDM)、以及可操作地连接至少一个控制棒和CRDM的联接件,该联接件包括:
第一部分,该第一部分包括具有在室温下的第一密度的第一材料;以及
第二部分,该第二部分包括具有在室温下的第二密度的第二材料,第二密度大于第一密度。
30.如权利要求29所述的装置,其特征在于,所述第二密度至少是第一密度的两倍。
31.如权利要求29所述的装置,其特征在于,所述第一材料是不锈钢,所述第二材料的密度在室温下至少为每立方厘米16.2克。
32.如权利要求29所述的装置,其特征在于,所述第二部分设置在由第一部分形成的至少一个腔室内。
33.如权利要求29所述的装置,其特征在于,所述第二部分密封在由第一部分形成的至少一个腔室内。
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Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN106297909A (zh) * 2016-10-10 2017-01-04 华北电力大学 一种铅基反应堆控制棒配重组件
CN106653104A (zh) * 2016-12-29 2017-05-10 中国科学院合肥物质科学研究院 一种反应性控制机构
CN108922638A (zh) * 2018-07-25 2018-11-30 中广核研究院有限公司 一种带有辅助落棒装置的控制棒驱动机构
CN112393699A (zh) * 2019-08-13 2021-02-23 中核核电运行管理有限公司 一种重水堆燃料通道轴向伸长量的测量和计算方法

Families Citing this family (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US10102933B2 (en) * 2012-04-13 2018-10-16 Bwxt Mpower, Inc. Control rod assembly impact limiter
US11935663B2 (en) 2012-05-21 2024-03-19 Smr Inventec, Llc Control rod drive system for nuclear reactor
WO2014025700A2 (en) * 2012-08-06 2014-02-13 Holtec International, Inc. Fail-safe control rod drive system for nuclear reactor
US10229760B2 (en) 2013-03-15 2019-03-12 Bwxt Mpower, Inc. CRDM with separate scram latch engagement and locking
US9865364B2 (en) 2013-03-15 2018-01-09 Bwxt Mpower, Inc. CRDM with separate SCRAM latch engagement and locking
US10872702B2 (en) 2016-07-13 2020-12-22 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Stationary isolated rod couplings for use in a nuclear reactor control rod drive
WO2018075107A2 (en) 2016-07-13 2018-04-26 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Magnetically-actuated isolated rod couplings for use in a nuclear reactor control rod drive
CA3029845C (en) 2016-07-13 2022-08-09 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Moveable isolated rod couplings for use in a nuclear reactor control rod drive

Citations (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3959072A (en) * 1973-09-27 1976-05-25 Combustion Engineering, Inc. Compactable control element assembly for a nuclear reactor
US4363778A (en) * 1980-05-15 1982-12-14 The Babcock & Wilcox Company Monitor circuit for a control rod drive mechanism
CN85106168A (zh) * 1985-08-15 1987-04-08 西屋电气公司 沸水反应堆的一种改进型控制棒
US5883931A (en) * 1997-12-01 1999-03-16 General Electric Company Control rod for a nuclear reactor having mounting structures for replacing/rearranging/inverting absorber tubes
CN1236018A (zh) * 1998-03-19 1999-11-24 株式会社日立制作所 铪合金和使用了该合金的核反应堆控制棒用中子吸收体
CN1258916A (zh) * 1998-12-29 2000-07-05 东芝株式会社 控制棒驱动机构
CN1267059A (zh) * 1999-03-16 2000-09-20 株式会社日立制作所 高耐蚀铪合金、中子吸收体、反应堆控制棒、反应堆及核电站
US6333955B1 (en) * 1998-10-29 2001-12-25 Hitachi, Ltd. Control rod and manufacturing method for the control rod
US6418178B1 (en) * 2001-04-16 2002-07-09 General Electric Company Control rod coupling assembly for a nuclear reactor
US20050204535A1 (en) * 2002-08-26 2005-09-22 General Electric Company Reactor water isolation devices
CN102667951A (zh) * 2010-08-24 2012-09-12 巴布科克和威尔科克斯核能股份有限公司 用于核反应堆的控制棒组件中连接连接杆和控制棒的终端元件

Family Cites Families (35)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1283159A (en) * 1970-05-21 1972-07-26 Atomic Energy Authority Uk Improvements in neutron absorbers
US4038137A (en) 1973-09-26 1977-07-26 Exxon Nuclear Company, Inc. Locking means for fuel bundles
US4076584A (en) 1976-01-28 1978-02-28 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Rodded shutdown system for a nuclear reactor
US4073684A (en) 1976-09-27 1978-02-14 Combustion Engineering, Inc. Releasable extension shaft coupling
FR2479536A1 (fr) 1980-03-26 1981-10-02 Commissariat Energie Atomique Perfectionnements aux tubes guides des assemblages combustibles pour reacteur nucleaire et procede de demontage de ces tubes guides
US4560532A (en) 1982-04-15 1985-12-24 Westinghouse Electric Corp. Nuclear fuel assembly
DE3341966A1 (de) 1983-11-21 1985-05-30 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Kernreaktorbrennelement
US4863678A (en) 1985-12-09 1989-09-05 Westinghouse Electric Corp. Rod cluster having improved vane configuration
FR2599884B1 (fr) 1986-06-10 1988-10-07 Fragema Framatome & Cogema Grappe de reglage munie de crayons demontables pour assemblage de combustible nucleaire
US4876061A (en) 1986-11-03 1989-10-24 Westinghouse Electric Corp. Resiliently loaded lateral supports for cantilever-mounted rod guides of a pressurized water reactor
US4857264A (en) 1986-11-03 1989-08-15 Westinghouse Electric Corp. Frictionally loaded top end supports for cantilever-mounted rod guides of a pressurized water reactor
FR2633435B1 (fr) 1988-06-28 1990-11-09 Framatome Sa Grappe de reglage a crayons demontables pour assemblage combustible nucleaire
US5141711A (en) 1988-08-17 1992-08-25 Westinghouse Electric Corp. Reconstitutable control assembly having removable control rods with detachable split upper end plugs
US4888151A (en) 1988-08-17 1989-12-19 Westinghouse Electric Corp. Reconstitutable control assembly having removable control rods with detachable split upper end plugs
US4993864A (en) 1988-12-15 1991-02-19 Westinghouse Electric Corp. Reconstitutable control assembly having removable control rods with detachable split upper end plugs
US5064607A (en) 1989-07-10 1991-11-12 Westinghouse Electric Corp. Hybrid nuclear reactor grey rod to obtain required reactivity worth
FR2674982B1 (fr) 1991-04-08 1994-03-04 Framatome Outil de manutention d'une grappe de crayons de poison consommable.
US5200138A (en) 1991-08-05 1993-04-06 Westinghouse Electric Corp. Spectral shift-producing subassembly for use in a nuclear fuel assembly
JPH05323081A (ja) * 1992-05-18 1993-12-07 Toshiba Corp 制御棒集合体
US5361279A (en) 1993-06-14 1994-11-01 General Electric Company Internal control rod drive for a BWR
US5625657A (en) 1995-03-31 1997-04-29 Siemens Power Corporation Method of repairing a nuclear fuel rod assembly with damaged fuel rod and a damaged spacer
FR2736747B1 (fr) 1995-07-12 1997-08-22 Commissariat Energie Atomique Dispositif de desaccouplement automatique d'une tige de commande et d'un ensemble absorbant de reacteur nucleaire
FR2742912B1 (fr) 1995-12-26 1998-03-06 Framatome Sa Grappe de commande pour reacteur nucleaire, a crayons demontables
US5841824A (en) 1997-05-13 1998-11-24 Westinghouse Electric Corporation System and method for testing the free fall time of nuclear reactor control rods
JPH11281784A (ja) 1998-03-26 1999-10-15 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 制御棒
US6091790A (en) 1998-05-08 2000-07-18 Combustion Engineering, Inc. Control element assembly position system
JP2000046980A (ja) 1998-07-27 2000-02-18 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 原子炉用制御棒
US6396893B1 (en) * 1999-10-27 2002-05-28 General Electric Company Apparatus and method for adjusting the weight of a velocity limiter for a control rod of a nuclear reactor
JP2001264480A (ja) * 2000-03-15 2001-09-26 Hitachi Ltd 制御棒駆動機構
FR2826172B1 (fr) 2001-06-14 2003-09-19 Framatome Anp Procede et dispositif de restauration du temps de chute d'au moins une grappe de commande de reglage de la reactivite dans le coeur d'un reacteur nucleaire refroidi par de l'eau legere
JP4299983B2 (ja) 2001-07-18 2009-07-22 中部電力株式会社 反射体制御原子炉
DE10161219C1 (de) 2001-12-13 2003-08-28 Framatome Anp Gmbh Steuerstabantrieb für einen Kernreaktor und Verfahren zum Einfahren eines Steuerstabs in einen Reaktorkern eines Kernreaktors
US7526058B2 (en) 2004-12-03 2009-04-28 General Electric Company Rod assembly for nuclear reactors
US7412021B2 (en) 2005-07-26 2008-08-12 Westinghouse Electric Co Llc Advanced gray rod control assembly
US8483346B2 (en) 2007-04-16 2013-07-09 Westinghouse Electric Company Llc Nuclear reactor control rod spider assembly

Patent Citations (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3959072A (en) * 1973-09-27 1976-05-25 Combustion Engineering, Inc. Compactable control element assembly for a nuclear reactor
US4363778A (en) * 1980-05-15 1982-12-14 The Babcock & Wilcox Company Monitor circuit for a control rod drive mechanism
CN85106168A (zh) * 1985-08-15 1987-04-08 西屋电气公司 沸水反应堆的一种改进型控制棒
US5883931A (en) * 1997-12-01 1999-03-16 General Electric Company Control rod for a nuclear reactor having mounting structures for replacing/rearranging/inverting absorber tubes
CN1236018A (zh) * 1998-03-19 1999-11-24 株式会社日立制作所 铪合金和使用了该合金的核反应堆控制棒用中子吸收体
US6333955B1 (en) * 1998-10-29 2001-12-25 Hitachi, Ltd. Control rod and manufacturing method for the control rod
CN1258916A (zh) * 1998-12-29 2000-07-05 东芝株式会社 控制棒驱动机构
CN1267059A (zh) * 1999-03-16 2000-09-20 株式会社日立制作所 高耐蚀铪合金、中子吸收体、反应堆控制棒、反应堆及核电站
US6418178B1 (en) * 2001-04-16 2002-07-09 General Electric Company Control rod coupling assembly for a nuclear reactor
US20050204535A1 (en) * 2002-08-26 2005-09-22 General Electric Company Reactor water isolation devices
CN102667951A (zh) * 2010-08-24 2012-09-12 巴布科克和威尔科克斯核能股份有限公司 用于核反应堆的控制棒组件中连接连接杆和控制棒的终端元件

Cited By (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN106297909A (zh) * 2016-10-10 2017-01-04 华北电力大学 一种铅基反应堆控制棒配重组件
CN106297909B (zh) * 2016-10-10 2018-02-02 华北电力大学 一种铅基反应堆控制棒配重组件
CN106653104A (zh) * 2016-12-29 2017-05-10 中国科学院合肥物质科学研究院 一种反应性控制机构
CN106653104B (zh) * 2016-12-29 2017-10-31 中国科学院合肥物质科学研究院 一种用于液态重金属冷却反应堆的反应性控制机构
CN108922638A (zh) * 2018-07-25 2018-11-30 中广核研究院有限公司 一种带有辅助落棒装置的控制棒驱动机构
CN108922638B (zh) * 2018-07-25 2024-05-17 中广核研究院有限公司 一种带有辅助落棒装置的控制棒驱动机构
CN112393699A (zh) * 2019-08-13 2021-02-23 中核核电运行管理有限公司 一种重水堆燃料通道轴向伸长量的测量和计算方法

Also Published As

Publication number Publication date
JP5988982B2 (ja) 2016-09-07
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