CN102982856A - 用于核反应堆应用的中子吸收复合材料 - Google Patents

用于核反应堆应用的中子吸收复合材料 Download PDF

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Abstract

本发明披露一种多层材料的复合材料，该复合材料适于核反应堆应用以保护设备免受辐射损害。在一个实施方案中，该复合材料包括含有中子吸收材料的内层和设置于该内层的相反侧上的外层。在不同的实施方案中，所述外层由金属或陶瓷制成。在一些实施方案中，该复合材料设置于核反应堆的安全壳室内的设备部件的表面上或至少与其接近，以保护该部件免受辐射损害。

Description

用于核反应堆应用的中子吸收复合材料
相关申请的交叉引用
本申请要求享有2011年5月7日提交的美国临时申请No.61/518,478的优先权，其全部内容以引用方式并入本申请。
技术领域
本发明涉及核反应堆的安全运行，更具体地说，涉及提供对核反应堆内的辐射和该辐射对位于安全壳室内的设备部件的负面影响的保护手段。
背景技术
对于冷却水/蒸汽循环系统和其他设备(如用于控制燃料和控制棒的运动的部件)的部件而言，对核反应堆设施的安全壳室内的辐射的保护是尤其重要的。安全壳室通常由混凝土构造而成，其中容纳有金属反应堆压力容器，该压力容器包括填充有放射性铀的燃料棒的芯、和围绕该芯的金属围筒。在所述围筒的垂直壁和压力容器之间形成有充水的夹套，其接收转变成蒸汽的循环水。上述构造是沸水反应堆(BWR)的典型构造。由于自然灾害和安全壳室外的环境区域的污染的影响，近来就核反应堆已经出现安全问题。
发明内容
本发明提供一种多层复合材料以进一步保护这些设施以免意外释放辐射到环境，并对这些设施中的设备部件提供增强的保护，提高其使用寿命，避免或最小化辐射损害，并减少关闭之间的维修时间。更具体地说，本发明的实施方案提供一种多层复合材料，其包括含有中子吸收材料的层，该层可设置于各种设备部件(包括位于安全壳室内的那些设备部件)的表面、或至少接近该表面。在一些实施方案中，所述复合材料在构型上可与所要保护的设备部件的形状一致，或者当一致的形状不切实际时可具有尺寸上完全包封该部件的非一致的形状。
根据本发明的一个方面，为核反应堆提供一种辐射吸收系统，该核反应堆具有安全壳室和其中含有燃料棒芯的反应堆压力容器。该系统包括多层复合材料，该多层复合材料包括含有中子吸收材料的内层和设置于该内层的相反侧面上的外层。该复合材料设置为接近核反应堆的安全壳室内的设备部件的表面或在其上，以保护该部件免受辐射损害。在一个实施方案中，所述内层包含硼。
附图说明
将参照以下附图描述这些实施方案的特点，附图中相似的要素/元件相似地进行标记，其中：
图1为根据本发明的中子吸收复合材料的一个实施方案的横截面图；
图2为中子吸收复合材料的另一个实施方案的横截面图；
图3为施加到核反应堆的设备部件的中子吸收复合材料的横截面图。
所有附图均为示意图，并非按比例绘制。
具体实施方式
该对于说明性实施方案的描述旨在结合附图进行阅读，这些附图认为是整个说明书的一部分。在本申请所披露的实施方案的描述中，对于方向或取向的任何述及仅旨在便于描述，而非意图以任何方式限制本发明的范围。描述相对关系的术语，如“较低”、“较高”、“水平的”、“垂直的”、“以上”、“以下”、“上”、“下”，“顶”和“底”及其衍生术语(例如，“水平地”、“向下”、“向上”等)应解释为指示当时所描述的取向、或者在所讨论的附图中所示出的取向。这些描述相对关系的术语仅为了便于描述，而不需要将设备沿特定的取向构造或操作。
术语，如“连接的”、“固定的”、“耦接的”、“连接的”和“互连的”，是指其中结构体直接地或通过中介结构体间接地固定或连接到彼此之上的关系、以及可活动或刚性的连接或关系二者，除非另有明确描述。此外，参考这些实施方案对本发明的特征和有益效果进行了说明。因此，本发明明确地不应限于对本发明的特征的一些可能的非限制性组合进行说明的实施方案，这些特征可独立存在或为其他的特征组合；本发明的范围由所附的权利要求所限定。
在一个实施方案中，如图1所示，本发明包括可操作为吸收中子的多层复合材料10。在一个实施方案中，提供至少三层的复合材料10，如图所示，其具有包含中子吸收材料的内层20和设置于所述内层的相反侧面上的两个外层30。在一个实施方案中，所述中子吸收材料包括含硼组合物。在一个实施方案中，含硼层20为烧结碳化硼层。在另一实施方案中，碳化硼层的密度为约93％或更高。
碳化硼是一种极硬的材料，用作核反应堆设施的辐射屏蔽材料，这是由于该材料具有吸收中子而不形成寿命长的放射性核的能力。因此，该材料适合粉碎以形成粉末，该粉末可被烧结或烧制成各种有用的形状。一般来说，烧结工序涉及使用粉末状的硼，其被放置于模具中并烧制(即，加热)至低于该材料熔点的高温。该工序导致该材料致密化，其将颗粒融合在一起，从而制造形状与模具的形状一致的坚实的单块材料。
在另一个实施方案中，具有中子吸收层20的至少三层的复合材料10的外层30均由相同的材料制成。外层30可包括金属材料或陶瓷材料。在一个实施方案中，外层30包括铝或不锈钢。在另一个实施方案中，外层30的厚度可以根据安全壳室内被保护的元件而大幅变化。在一个实施方案中，外层30的厚度在约5密尔至250密耳之间。在一个实施方案中，外层30是厚度约40-60密尔的不锈钢。
在另一个实施方案中，所述至少三层的复合材料10具有一个陶瓷外层30和一个金属外层30。
在一个实施方案中，所述至少三层的复合材料10为核反应堆芯外的设备部件50(参见例如图3，其中示出了泵)提供保护。在一些实施方案中，这些部件50包括水冷却系统部件，包括例如但不限于循环泵、喷射泵、管道、阀门、紧固件。本申请所公开的多层复合材料也可以保护易受辐射损害的任何其他类型的部件或结构。在另一个实施方案中，本发明的复合材料10可位于或设置于容纳反应堆芯的各种安全壳容器(例如，反应堆压力容器、芯围筒等)以及安全壳室中的设备的表面上、或位于其附近。
本发明的复合材料10的优点之一是，含硼层20和外陶瓷层30在烧制硬化前是柔性的，并且可以形成为适合被保护元件50所需尺寸的任何形状(参见，例如图3)。这使得被保护元件50能够在制造工厂或现场制造。本发明的实施方案由此提供了共形的复合材料覆盖物，其构造为补足并在切实可行的最大程度上紧密与将施加该覆盖物的部件或设备的结构一致。
在另一个实施方案中，本发明制造的复合材料10可以在现场使得适合并连接至待保护的部件50。当外层30是金属时，可以采用热焊接来将该保护物(即，保护性复合材料覆盖物)完全组装至部件。例如，如果含硼层完全包封于金属外层内，则可以采用热焊接来连接围绕待保护的部件50的预制复合材料的端部。在出于应力开裂的考虑而焊缝本身需要保护的情况下，在第一焊缝上可施加另一复合材料层10，使得硼层20覆盖第一焊缝并保护焊缝免受辐射损害。
在另一个实施方案中，复合材料10可位于安全壳室或容器的混凝土表面上。在一个实施方案中，应用于混凝土表面的复合材料10具有至少一个陶瓷外表面或层。在一个实施方案中，具有陶瓷层30的复合材料表面在其与混凝土表面接触时被烧制。
在又一个实施方案中，包括含硼层20的复合材料10还包括设置为邻接硼层和外层的至少一个附加层40(参见图2)。在一个实施方案中，该附加的至少一个层40包括自愈材料。自愈层40可设置在位于外层30和内硼层之间的硼层20的单侧或两侧上。
核反应堆中遇到的另外的问题涉及堆芯围筒。沸水反应堆(BWR)中的堆芯围筒支持和定位反应堆压力容器(RPV)内的反应堆芯，并且形成对反应堆芯冷却剂的流分隔物。其由多个不锈钢圆环和圆筒形轧制的板部分构成，它们末端以圆周焊接连接。这种构造在现有技术中是公知的。焊接将残余压力引入焊接热影响的区域。另外其局部敏化不锈钢，耗尽铬的晶粒结构并且降低耐腐蚀性。这些因素，结合BWR反应堆冷却剂环境，使得焊接热影响区域易于受到晶粒间应力腐蚀开裂的(IGSCC)的影响，这在很多BWR围筒中可见。开裂削弱了围筒的结构完整性。尤其是，横向地震力或冷却剂损失事故(LOCA)的情形可导致在开裂的焊接位置的相对位移(这会产生大的芯流泄漏)和芯未对准(这会妨碍控制棒插入和安全关闭)。因为电力产生中断期间的损失是显著的浪费，因此期望使任何维修操作(尤其是围筒焊接维修操作)所需的过程都尽可能短。有大量专利描述了当发生焊接损害并且需要维修时稳定反应堆围筒以保持对准的物理方法。
在一个实施方案中，本发明的至少三层复合材料10制造为接触不锈钢围筒的内表面，并且为围筒焊接提供保护从而增强围筒焊接寿命。复合材料10可通过现有技术中使用的任何合适的方法与所述内表面接合。在一个实施方案中，所述至少三层复合材料10是整体结构。在另一个实施方案中，所述至少三层复合材料10的位置为使其仅保护围筒的选择的焊接区域。
虽然上述说明书和附图代表本发明的示例性实施方案，应理解可以进行各种补充、修改和替换，只要不脱离所附权利要求的等同的精神和范围即可。特别是，对于本领域技术人员明显的是，根据本发明的各种实施方案可配置以其他形式、结构、布置、比例、尺寸和其他要素/元件、材料和部件，而不脱离其精神或基本特征。此外，可对本文中所述的示例性方法和工艺进行各种变化，而不脱离本发明的内容。因此，本发明公开的实施方案在所有方面可认为是说明性的而不是限制性的，本发明要求保护的范围由所附权利要求及其等同物来限定，并不限制为前述说明书或实施方案。

Claims (20)

1.一种用于核反应堆的辐射吸收系统，所述核反应堆具有安全壳室和其中含有燃料棒芯的反应堆压力容器，所述系统包括：
多层复合材料，所述多层复合材料包括有中子吸收材料的内层和置于所述内层的相反侧面上的外层，
其中所述复合材料设置为接近所述核反应堆的所述安全壳室内的设备部件的表面，并且可操作为保护所述部件免受辐射损害。
2.根据权利要求1所述的复合材料，其中所述部件在所述反应堆压力容器之外的所述安全壳室内。
3.根据权利要求2所述的复合材料，其中所述设备部件选自循环泵、喷射泵、管道、阀和紧固件。
4.根据权利要求1所述的复合材料，其中所述内层包括含硼组合物。
5.根据权利要求4所述的复合材料，其中所述含硼组合物包括烧结碳化硼组合物。
6.根据权利要求5所述的复合材料，其中所述烧结碳化硼层具有约93％或更大的密度。
7.根据权利要求1所述的复合材料，其中所述外层各自由彼此相同的材料制成。
8.根据权利要求7所述的复合材料，其中所述外层包括金属或陶瓷材料。
9.根据权利要求8所述的复合材料，其中所述金属材料是铝或不锈钢。
10.根据权利要求1所述的复合材料，其中所述各个外层的厚度基本是相同的。
11.根据权利要求1所述的复合材料，其中各个外层具有约5密耳至250密耳的厚度。
12.根据权利要求1所述的复合材料，其中所述外层包括厚度为20密耳至80密耳的不锈钢。
13.根据权利要求1所述的复合材料，其中所述复合材料包括一个陶瓷外层和一个金属外层。
14.根据权利要求1所述的复合材料，其中所述复合材料位于所述安全壳室的表面的至少一部分上。
15.根据权利要求14所述的复合材料，其中所述安全壳室表面包括混凝土。
16.根据权利要求1所述的复合材料，其中所述复合材料构造为构型与待保护的设备部件的形状一致。
17.根据权利要求1所述的复合材料，其中所述复合材料可操作地设置于所述反应堆压力容器内并且保护围绕所述燃料棒芯的反应堆围筒的焊缝。
18.根据权利要求1所述的复合材料，还包括至少一个自愈层。
19.一种用于核反应堆的辐射吸收系统，所述核反应堆具有安全壳室和其中含有燃料棒芯的反应堆压力容器，所述系统包括：
多层复合材料，所述多层复合材料包括含有中子吸收材料的内层和置于所述内层的相反侧面上的外层；
所述内层包括含硼组合物；
所述外层各自包括金属材料或陶瓷材料之一；
其中所述复合材料设置为接近所述核反应堆的所述安全壳室内的设备部件的表面，并且可操作为保护所述部件免受辐射损害。
20.一种用于核反应堆的中子吸收系统，所述核反应堆具有安全壳室、其中含有燃料棒芯的反应堆压力容器，以及设置于所述安全壳室中的至少一个设备部件，所述系统包括：
多层复合材料，所述多层复合材料包括至少三层结构，其包括有中子吸收材料的内层和设置于所述内层的相反侧面上的外层；
所述内层包括含硼组合物；
所述外层各自包括金属材料或陶瓷材料之一；
其中所述设备部件具有带有形状的表面，并且所述复合材料设置为接近所述设备部件的所述表面；和
其中所述复合材料具有与所述设备部件的所述表面的形状一致的构型，并且可操作为保护所述部件免受辐射损害。
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