CN103098142A - 用于核控制杆的具有开孔的固态界面接头 - Google Patents

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Abstract

本发明涉及一种在核控制杆中的包壳与芯块堆之间的新型界面。根据本发明，适于通过跨越其厚度的压缩而变形的由以具有高热传导率和开孔的结构(3)的形式的对于中子透明的材料制成的界面接头(3)，至少在叠层的高度的上插入在包壳与由B4C中子吸收材料制成的芯块堆之间。本发明还涉及相关的生产方法。

Description

用于核控制杆的具有开孔的固态界面接头
技术领域
本发明涉及一种在核反应堆中使用的控制杆中的芯块堆与围绕它们的包壳之间的界面。
用于本发明的目标应用包括：
-气冷(RNR-gaz)快速反应堆(RNR)指的是以诸如加压氦气的气体的形式冷却剂操作的第IV代反应堆，并且使用具有由陶瓷基复合(CMC)材料制成的包壳以及混合的铀和钚碳化物型燃料芯块的核燃料杆[9]；
-快速中子反应堆通过钠冷却剂(RNR-Na)操作[12]；
-加压水反应堆(REP)[3]或者沸水反应堆(REB)。
本发明涉及一种用于能量反应堆的控制杆，其中芯块由B4C中子吸收材料[8]，[5]制成。
贯穿该应用，术语《核反应堆》具有如在目前所理解的通常含义，即利用其中发生裂变反应以释放通过与冷却它们的冷却流体热交换而从元件获得的热能的燃料元件用于根据核裂变反应产生能量的发电厂。
贯穿该应用，《核控制杆》(或《吸收剂》)具有例如在Dictionnaire des Scienceset Techniques nucléaires(核科学与技术辞典)中定义的其官方含义，即包含中子吸收材料的杆并且该杆根据其在堆芯中的位置对核反应堆的反应性具有影响。
背景技术
根据核反应堆的操作条件和性能存在不同类型的控制杆。
通过核控制杆执行的主要功能是：
●通过核反应使中子能够受控地吸收，其施加性能约束(吸收核的密度)与安全约束(对于核反应性和冷却的控制必要的几何稳定性)，
●确保通过核反应释放的能量的受控的提取，这施加性能约束(可能使到冷却剂的传送变差的热障的限制)和安全约束(冷却剂通道的完整性、在吸收剂的熔化以前的裕度、产生可能导致在结构上的过多的机械载荷的差别膨胀的温度梯度的限制等。)
一般地在核设施中遇到的吸收剂可以根据它们几何构造的函数如下分类：
●圆柱体：在控制杆中的杆，例如在RNR反应堆或REP反应堆中；
●板：用于控制杆，例如在沸水反应堆(REB)中。
本发明专门地涉及具有圆柱形几何形状与圆形横截面的控制杆，其中具有圆形横截面的圆柱形B4C中子吸收芯块堆叠在密封的管状包壳中，其具有在其端部之一的不具有任何芯块的被称作膨胀容器的区域，其适应在辐射下由于通过核反应引起的膨胀现象的芯块的列的延伸。在此圆柱形构造中，在堆叠的芯块与包壳之间具有界面。到现在为止，如在下面说明的，该界面在装配过程中可能减小到仅接触表面或者其可能与功能性间隙相对应其可以然后包括以气态或液态形式的一种或多种材料或者在层中。
发明人做出将要通过在吸收元件中的该界面执行的功能的列表。在下面描述它们。
主要功能：
f1/管理吸收芯块与包壳之间的机械解耦，以便通过使堆叠的芯块的列能够沿着径向方向与轴向方向自由膨胀限定芯块与包壳之间的机械相互作用(该相互作用在下文中称作IMPG)；
f2/使能够传送从中子吸收反应获得的气体产物(在B4C芯块的情形中氦和氚)，通过吸收剂释放膨胀容器尽可能定位控制杆的轴向端部或者在形成在控制杆的包壳中的排气孔处以将这些气体释放到最初系统中(然后它们被从那里通过特定目的的净化回路去除)，
f3/管理吸收剂与包壳之间的热耦合：
i.特别地沿着径向方向使热障最小化，以防止吸收剂的任何过度的温度升高；
ii.确保该功能的特别地沿着轴向和地平经度方向的连续性，以使能够产生可能特别地在包壳上引起很大机械载荷的差别膨胀的温度异质化最小化。
由环境导致的功能：
f4/执行主要功能(f1至f3)以使在界面处的中子冲击最小化，以便维持反应堆堆芯的性能：
i.通过使几何尺寸最小化；
ii.通过利用可能与中子具有相互作用的大横截面的材料。
f5/执行主要功能(f1至f3)以确保界面与其外界环境的化学兼容性：
i.确保界面与包壳的化学兼容性(例如在意外情形下，在高温处速率不增加)；
ii.确保界面与吸收剂的化学兼容性(没有可能例如减小吸收剂熔化裕度的《低温》共熔)。
次要功能：
f6/限制组分从吸收剂(特别地用于B4C芯块的碳)到包壳的传送，以防止可能造成由于该传送可能发生的脆变的内部腐蚀的风险；这是与主要功能f1相关的功能；
f7/使吸收剂/包壳最优居中以使在包壳处形成热点以及增加的机械载荷的温度异质化最小；这是与主要功能f1和f3相关的次要功能；
f8/使吸收剂碎片移动到间隙中风险最小化(不引人)，如果在吸收剂与包壳之间存在一些，这可能当此间隙在差别张力的作用下减小时下通过包壳的椭圆化和/或冲压造成包壳中的完整性缺陷(热扩展与膨胀)；这是与主要功能f1相关的功能。在控制杆的情形中，功能f1和f8可能是不能分离的：与燃料元件不同，控制杆可以具有大的径向尺寸(对于RNR通常是这种情形但是对于REP是不必要的)其使得大的芯块/包壳间隙必要，这由此增加了芯块碎片可能被捕获在该间隙中的危险，因此当在机械载荷下试图保持包壳的完整性时使得芯块碎片的管理成为一个重要的问题。
辅助功能：
f9/满足通常的经济限制：
i.寿命：对于吸收剂操作时间执行与目标经济性能适合的主要和次要功能；
ii.获得材料以及执行制造方法的能力；
iii.成本。
f10/排除在意外情况下对安全的严重损害(例如在高级堆芯裂解阶段界面与堆芯中的结构材料的化学反应)；
f11/使特别地是吸收组件的实施过程的技术制造问题最小化(吸收剂、界面和包壳)；
f12/以最小的约束满足在核反应周期的输出侧上的分离和再循环要求。
在具有圆形几何形状和圆形横截面的控制杆中的芯块与包壳之间的界面是以通常是具有关于热传导性(功能f3.i)、化学中性(功能f5和辅助功能(功能f9到f12))的最佳特性(在可能的气体中)的氦气的气体的形式，或者对于RNR-Na反应堆以钠的形式。用于燃料芯块与包壳之间的机械解耦(功能f1)以及气体传送到膨胀容器和/或任何排气口(功能f2)的功能理想地通过以气体形式的界面执行，前提是在制造过程中在芯块与包壳之间形成足够的功能性间隙以防止由于吸收剂与包壳的差别张力在辐射下填充间隙[6]。
然而，具有圆柱形几何形状和圆形横截面的控制杆以及以气体形式的界面显示对抗性，因为除非在非常严格的性能限定内其首先不能同时地执行功能f1和f2并且其次地功能f3i和f4i。由于气体界面的热传导性相对地平庸，在装配过程中芯块与包壳之间的功能性间隙的任何增加都将使其形成的热障增加，导致吸收剂的温度增加，因此超越尺寸约束会对中子性能产生不利影响(在吸收元件中的吸收材料的密度)。除了温度增加发生对安全要求损害的事实以外(特别地吸收剂熔化裕度的减小)，其还伴随在辐射下趋于使所述间隙减小的芯块的三维膨胀的增加，由此减小界面的厚度增加的效率并且因此减小吸收元件的寿命的增加。
已经在专利JP11183674中公开了用于减小该热损害的一个方案(应用到燃料元件，而且以与在控制杆的其它地方完成的完全相同的方式)并且其中已经在多个实验辐射规划[10]，[11]中进行实验。该方案包括使界面不再是气体形式而是以具有低熔点的金属形式并且其在燃料元件的操作状态下是液体，通常地是钠。金属的传导性高于气体的传导性并且因此能够极大地减小与界面的传导相关的问题，这然后对燃料元件/吸收剂的热平衡做出了可忽略不计的贡献并且潜在地使得更大的界面厚度成为可能。
具有以液态金属形式的界面的另一个优点在于，由于其良好的热传导性其使由燃料芯块/吸收剂相对于包壳的可能的离心导致的周向热异质性问题减小。由于液态金属或气体缺少刚性，因此同心要求(功能f7)不是通过以气体或液态金属形式的界面先前确保的。任何偏心还将意味着围绕圆周的热通量是异质的。当界面处于液态金属形式时由于首先地在液态金属与包壳之间以及其次地在液态金属与芯块之间的更好的热传递，该热异质化(在包壳处的热点与由不同热张力引起的机械载荷)的结果由此被弱化。
然而，以液态金属形式的界面不能在不产生一些问题的情形下制成。
首先，发现与环境的兼容性(功能f5，例如对于化学方面)非常严格。因此在自然地可应用与RNR-Na的钠的情形中，存在与水冷却剂(REP)、以及与在高温下反应堆操作明显地不兼容，并且因此导致不充足的裕度(或者例如在RNR-G的情形中甚至不存在裕度)以防止钠沸腾的危险(钠在约880℃的温度下沸腾)。
例如，关于热异质化(功能f3ii)，很明显的是通过在液态金属中的气泡(在制造过程中形成的或者通过在辐射下裂变气体释放的气泡)的存在引起的在界面中的任何不连续性，都将削弱该方案的热效益：在实验辐射过程中观察到该问题在此过程中看到由于包壳的很早失效其可能导致燃料元件/吸收剂的寿命提早结束[11]。此外，关于燃料/吸收剂组成部分传送(功能f6)的限制，以比较氦与钠界面的行为为目的的在RNR-Na型反应堆中碳化物燃料的实验性辐射显示，由于通过从通过钠的燃料产生的碳的传送增加引起的包壳的渗碳作用，液态金属促使包壳脆化，尽管该问题看起来不是通过氦气[11]产生的除非存在由于偏心的芯块/包壳接触。使用B4C吸收剂的燃料控制杆，以基于钢的包壳和钠接头，存在由于吸收芯块的脱碳的包壳的脆化、自由碳通过钠路径的移动以及包壳的内面的热化学攻击的类似问题[8]。最后，关于功能f8，接头的缺少内在刚性使燃料/吸收剂碎片能够移动，如果其移动到界面中，便可能在辐射期间通过碎片在芯块与包壳之间的压缩造成包壳的椭圆化或者冲压。这种冲压意味着包壳完整性/密封安全功能的过早的丧失，同时椭圆化影响热交换与机械相互作用因此如果在附近燃料元件/吸收剂之间存在一些的话那么其将使得性能变差。在实践中，通过燃料元件的辐射的操作经验示出芯块与包壳之间的径向功能间隙的初始值小于芯块半径的约4％可以通过冲压、通过限定芯块碎片移动到界面[13]中的可能性使得包壳失效的风险最小化。通过安全要求使得该限定是必要的，然而已经证明为对于燃料元件/吸收剂的操作寿命相对有害，其中它在没有IMPG的情形下极大地减小了操作寿命。在本文中，对于其经济性能必要的燃料/吸收剂在核反应堆中的长期使用，将使得在寿命的结束以前的可变化时间期间与IMPG起作用不可避免。在以非常高的膨胀率为特征的B4C吸收剂的制造过程中必须设置非常显著的芯块/包壳间隙，以使IMPG延迟；例如，通常地在RNR-Na反应堆中大于芯块的半径的10％，因此大于上述的4％，这是特别重要的因为至少在光谱反应堆中控制杆的直径，是潜在地大于燃料元件的直径；例如对于SUPERPHENIX[8]来说，与燃料芯块的约7mm相比吸收芯块的直径是17.4mm。因此，存在芯块碎片移动到芯块/包壳间隙中的特别地严重的危险，这就是为什么套管系统已经被开发为包含这些碎片[8]的原因。已经提出了多种方案以使关于经济和安全性能的利用IMPG的可接受操作可能。
它们的目标在于克服两个存留的难题，其既不是以态形式的界面也不是以液态金属形式的界面可以单独解决的，即：
-在与吸收剂接触的情形中对减小施加在包壳上的机械载荷的需要；
-使由于热化学侵蚀的包壳的脆变最小化。
提出的全部方案包括淀积一个或几个材料的中间层，作为界面的全部或者一部分。
专利GB1187929公开了用于在RNR反应堆中的至少700℃的温度下操作的具有金属包壳的燃料杆的，以金属铀为基础的，中间层在芯块与包壳之间的使用。本专利描述：
●中间层与包壳之间的紧密接触；
●通常地由钠制成的位于在中间层与包壳之间的执行温度功能的界面的另一个部分；
●通常是氧化铝的位于中间层与包壳之间的执行化学相容性功能的附加层；
●在燃料与中间层之间形成真空区域的凹槽；
●中间层和/或燃料芯块的孔隙度将会使得其(它们)密度等于不大于其(它们)理论密度的85％的可能性；
●作为中间层组分的铀合金、或者铀与钼合金。
已经公开了在REP反应堆中使用的用于以锆为基础的包壳的燃料杆的类似的方案。
因此，专利US4818477公开了如何基于可消耗中子毒物(在B中富含硼化物)制造内衬，使燃料芯块涂覆以10μm与100μm之间的厚度，以使IMPG弱化。
专利US3969186公开了如何使金属内衬沉积在包壳的内面上，以便防止由应力腐蚀开裂和/或芯块/包壳机械相互作用引起的穿孔或者包壳失效的危险。
专利US4783311公开了如何使在包壳(厚度从4μm到50μm)的内面上与在燃料芯块(厚度从10μm到200μm)的表面上的内衬结合，在由诸如石墨的材料制成的包壳的内面上的内衬，特别地执行《润滑剂》的作用。
专利JP3068895A公开了如何使可延展中间层设以凹槽，以吸收由潜在IMPG引发的应力，该层是塑性可变形的因此避免了裂痕在包壳的内面上的扩散。
如在国际专利申请WO2009079068中描述的还具有在RHT反应堆中使用的具有球形几何形状的燃料颗粒。如在该申请中所描述的，多层结构在中心制造有燃料球以及围绕包壳，以提供机械完整性以及用于燃料求裂变气体的密封，并且执行缓冲功能的多孔高温碳层淀积在其间以便形成用于裂变气体和燃料球的膨胀容积。
此外，由具有圆柱形几何形状以及圆形横截面的核控制杆产生的问题已经考虑中子吸收剂的碎片到芯块与包壳(功能f8)之间的界面中的移动，如在RNR-Na反应堆[8]中在B4C材料的使用上的重要操作经历中描述的。吸收芯块在由通过10B上的中子吸收产生的氦引起的膨胀的作用下变成碎片。其因此释放填充芯块与包壳之间界面中的微碎片并且因此加速IMPG，在包壳上形成快速地导致不可接受的损害的机械载荷。一种包括将吸收芯块布置在薄金属套中的方案已经被使用[8]：该方案限定芯块碎片(包括在套管故障的情形中)并且由此延长了控制杆在规定限定内的寿命。
专利US4235673公开了以金属丝结构的形式(在图1和图2中的实施方式)或者以金属带的形式(在图3和图4中的实施方式)的套管的使用，可以螺旋地围绕燃料芯块的列，固定到在燃料芯块的列的端部的闭合元件并且套管插入到燃料芯块的列与包壳之间。根据专利US4235673的该技术套管方案目的是专门地限定可能形成的芯块碎片或者碎块。因此，根据该专利US4235673的套管的仅有的功能是限定燃料芯块碎片，并且如在本文件的第四列第23-30行中所解释的用于使热量在芯块与包壳之间传送的功能有必要地通过诸如钠的填充液完成，并且如在本文件的权利要求1中的文本中非常清楚地表述的适应芯块的三维膨胀的功能通过套管与包壳之间的大小为此目的设计的功能性间隙的强制性存在而完成。换句话说，专利US4235673公开了在固定到芯块列的端部的套管之间的必要的合成物界面方案，以及在包壳与芯块列之间的热传送液体的足够大的厚度以限定足够大以适应芯块的三维膨胀的功能性间隙。此外，根据该专利US4235673的组合界面的方案由于套管在燃料芯块堆的端部固定到闭合元件因此执行很复杂并且引入不可再利用的风险，这因此要求在核环境中的燃料杆的制造过程额外的步骤。根据专利US4235673，该技术方案可适用于如在列3、直线36中示出的核控制杆。
专利FR2769621公开了以碳化硅纤维加强的插入到通常B4C中子吸收芯块芯块堆与包壳之间的SiC套管的使用。根据专利FR2769621的技术方案不能真正地起作用：描述的用于套管的材料是陶瓷基复合物CMC的等同物。通过发明人做出的研究显示，该复合物不能长期适应堆叠芯块的膨胀或三维膨胀。CMC本征地非常刚性(具有约200到300GPa的杨氏模量)并且其可延展性很低(以小于1％的失效伸长)，一旦在中子吸收剂的三维膨胀的作用下在芯块与包壳情形之间的机械相互作用(IMPG)发展，这就快速地造成其损坏。此外，在该专利FR2769621中所述的套管厚度意味着中子吸收剂的体积分数远低于可允许值。减小吸收剂的体积分数使得有必要增加10B含量，这具有高成本的弊端。
专利JP2004245677公开了由纤维制成的金属套管，特别地是在其整个高度上插入在碳化硼B4C吸收芯块的叠层之间的穗带。对于专利US4235673来说，该套管单独不能执行要求用于在控制杆中的芯块/包壳界面接头的全部功能：其主要地起到限定吸收芯块的碎片(功能f8)，但是其还必须与填充液体(诸如在专利JP2004245677中所述的钠的液态金属)相关联特别地满足以满足主要机械(功能f1)和热(功能f3)功能。因此，该方案看起来很难应用到其中提出的套管沉浸在钠中的情形，迄今为止由于这些反应堆禁止使用钠(与REP中的冷却剂和RNR-G中的沸腾温度兼容的问题)，这限制了其到RNR-Na的应用并且似乎排斥例如用于REP或RNR-G。
最后，专利US4172262公开了将金属套管插入到中子吸收芯块的叠层与包壳之间的金属套管的使用，该套管仅插入到叠层的下部分上。在该文献中提出的特定的材料，即347型不锈钢，与非常高的温度不兼容并且因此使其不适于RNR-gaz反应堆以及在其它反应堆中的意外情形中。
因此，本发明的一般目的是提出一种在具有圆柱形几何形状以及圆形横截面的核控制杆中的在芯块与包壳之间的没有根据如上所述的现有技术的弊端改进的界面。
本发明的另一个目的是提出一种用于制造具有改进的芯块/包壳界面的核控制杆的方法，其与用于制造具有圆形横截面的现有核控制杆而设定的工业设施完全地不相关。
发明内容
为实现此，本发明的目的是一种沿着纵向方向延伸的核控制杆，包括由中子吸收材料制成的，以列的形式堆叠在彼此上的多个芯块，和围绕芯块列的包壳，其中包壳和芯块具有与纵向方向横切的圆形横截面，并且其中还具有与纵向方向(XX’)横切的圆形横截面的由对于中子透明并且具有开孔的固态材料制成的界面接头，其至少在列的高度上插入在包壳与堆叠芯块的列之间。
根据本发明，界面接头是这样的结构，机械地从包壳以及从芯块的列解耦，具有高的热传导性和开孔，适于通过跨越其厚度的压缩变形以便在辐射下在芯块的三维膨胀的作用下被压缩，接头的初始厚度和其压缩比率使得在辐射下通过芯块传送到包壳的机械载荷小于预定阈值。
高热传导性意味着热传导性系数足够地高以实现在B4C吸收芯块的列与包壳之间的热传递以便确保在吸收芯块中的核心温度保持在它们的熔点以下。
因此本发明涉及一种在堆叠芯块与包壳之间的界面接头，该接头具有固态结构，在冷却状态中优选地在接头的体积的30％与95％之间的高孔隙率并且其适于执行以下功能直到在核反应堆中的正常操作温度：
●由于其压缩，使得在包壳上没有任何过多的机械载荷的情形下堆叠的中子吸收芯块在辐射下能够径向扩展；
●由于变形未致使其结构的连续性的损失，使得在高温处并且在包壳上没有过多载荷的辐射下能够适应在堆叠的芯块与围绕它们的包壳之间的不同的轴向张力。
●方便由在芯块内的核反应产生的热以均匀的方式传送到沿着包壳循环的冷却剂；
●使在辐射下释放的气体(氦和氚)能够传送到形成在包壳和/或定位在包壳的端部并且其中没有中子吸收剂的膨胀容器中的排气口；
●通过保持可能腐蚀包壳的由在芯块中的吸收剂释放的产物，防止包壳与芯块中的吸收剂的兼容性问题。
根据本发明的界面接头可以在任何核控制杆中制成以供反应堆使用，在反应堆中冷却剂或者被加压(如用于RNR-G反应堆)或者不被加压。对于加压冷却剂来说，应该注意的是确保使用的包壳足以耐蠕变变形，因此在操作过程中其将不与燃料芯块接触。通常地说，由陶瓷基复合材料CMC制成是非常适合的。
固态界面接头限定有开孔，该开孔持久地使得B4C吸收芯块能够三维地扩展而没有将过多的机械载荷施加到包壳上，对于辐射期间不施加用于重复载荷的比用于燃料元件的停机限制更加严厉的停机限制。“过多”表示特别地沿着圆周方向的可能超过用于核控制杆[14]的由通常设计标准施加的极限的任何载荷。还应指出还必须尊重热限制(性能并且缺少连续性)中子限制(中子吸收能力和尺寸)以及在释放到膨胀容器中的裂变气体的传送上的限制。
可以使用一种或多种材料以供根据本发明的界面接头使用，其将促进使得在吸收剂与包壳材料之间的非机械的相互作用不重要。因此，具有开孔的固态界面接头可以捕获由吸收剂释放的能够与包壳化学地反应并且使其机械性能变差(例如应力腐蚀问题)的一些或全部产物。
接头的开孔以及将界面接头与芯块和/或包壳分开的任何功能间隙可以填充有优选地为氦气的气体和/或诸如钠的液态金属。
由于一致性(内在刚性高达机械载荷阈值，超过该阈值就开始被压缩)，根据本发明的固态界面接头确保芯块在包壳中的居中并且防止B4C中子吸收剂碎片的任何移动。
在芯块与包壳之间的机械相互作用中形成长期延迟的一种方式可以是设想几百微米厚的固态界面接头。在任何情形中，都应该注意确保其热特性，可能考虑它沉浸在其中的气体和/或液态金属的热特性，以确保控制B4C中子吸收剂的温度。
应该注意的是确保固态界面接头具有特定的机械特性。因此应该注意确保在压缩中换句话说径向地沿着控制杆的方向，以及在剪切中(围绕园周并且沿着平行于燃料杆或者控制杆的旋转轴的方向)具有足够高的张力能力，以适应在辐射下的中子吸收芯块和包壳的不同的张力，而不在包壳上引起任何过多的机械载荷，或者接头的任何轴向与周向不连续性。在高达100dpa-Fe到200dpa-Fe(注量从2到4x1027n/m2)辐射剂量下必须确保这些机械特性。中子吸收芯块受到三维膨胀，使得它们的直径和长度增加。由于包壳先验膨胀远小于吸收剂，因此在辐射过程中芯块与包壳之间的界面减小。此外芯块的叠层比包壳延伸得更多，致使在它们之间的纵向剪切。因此，应该注意的是确保界面接头可以：
-由于其压缩张力，补偿界面的与包壳的机械强度相兼容的刚性的减小，这排除任何局部密集区域的存在(由制造方法产生的缺点、辐射中的致密化等)；
通过由其径向压缩和/或通过剪切变形(假设表面通过与包壳的机械强度兼容的轴向力的传送粘在包壳和/或吸收剂上)产生的其伸长补偿在中子吸收剂叠层与包壳之间的纵向滑动变形(泊松比的作用)；并且/或者在其径向压缩的动作下通过粘稠的轴向挤压流入到间隙中。
使根据本发明的界面接头连续地在其整个高度上：在任何情形中，目的都是达到一种折衷使得通过补偿上述的纵向滑动变形，不发生接头的轴向不连续。
最后，将要注意的是当界面被部分地再次打开时(通常地在事先未安排或者安排好的反应堆停机过程中)，以可以导致碎片移动的方式确保接头变形模式不会造成接头的碎裂，例如当功率/温度升高时这将会引起包壳的随后冲压的危险。
还应该注意确保将要设想的用于固态界面接头的一种或多种材料尽可能的是中子吸收剂。
如所制造的该结构的高开口孔隙度必须方便释放的气体到形成在包壳中和/或定位在吸附剂元件的顶部附近的膨胀容器中的排气口(如果有一些)的传送，具有在辐射下不劣化很多的效率(结构的压缩导致总孔隙度以及开孔率的减少)。
由该结构提供的大的交换表面区域必须方便在辐射下通过吸收剂释放的可能通过腐蚀促使包壳的脆化的产物的保持(例如在B4C的情形中是碳)。
由于根据本发明的固态界面接头的结构，其可以尽可能更厚界面通常在芯块与包壳之间冲击，以便延长由B4C中子吸收材料制成的芯块的寿命，在不影响安全的情形下产生很明显的经济节约。
根据本发明的界面接头的开孔可以具有等于如在制造中生产的所述界面接头总体积的至少30％的体积。优选地，该体积如在制造中产生的界面接头的总体积的30％与95％之间并且更优选地在50％与85％之间。
明显地，所述孔隙度和界面接头的几何尺寸是如在制造中生产的用于冷界面接头的这些以及在其被用于核反应堆以前。
对于根据本发明的控制杆的其它元件同样是真实的。
本发明目标的开口孔隙度可以通过多种已知的测量技术进行量化：例如用于穗带(braid)与纤维的密度测量，或者例如通过X线断层摄影术或光学显微镜或光学肉眼检查的图像分析。
有利地，界面接头在其与(XX’)横切的方向的截面中的厚度大于芯块的半径的至少10％。
界面接头可以包括诸如穗带和/或毛毯和/或网和/或织物和/或针织物的一种或几种纤维结构。其纤维的体积百分比然后有利地在15与50％之间，这大致与50％与85％之间的孔隙度相对应，换句话说，在要求的接头可压缩性与伴随可能形成的任何吸收剂碎片的有效限制的高热传导性之间的最佳折衷。
根据一个实施方式，界面接头可以由包括多个碳纤维层以及包括叠加在所述碳纤维层上的碳化硅纤维的多个层的穗带制成。
另选地，可以从诸如泡沫的一个或几个蜂窝材料制成界面接头。
界面接头可以以陶瓷或金属为基础。
对于气冷快速反应堆(RNR-gaz)来说，包壳的基础材料可以优选地设想为是可能地与以耐火性金属合金为基础的内衬相关联的诸如SiC-SiCf的耐火性陶瓷基复合材料(CMC)。
对于钠冷快速反应堆(RNR-Na)来说，优选的将是设想包壳由金属材料制成。
最后，本发明涉及一种包括以下步骤的用于制造核控制杆的方法：
a/以具有良热传导性的材料制成的具有开孔的能够在横跨其厚度的按压下变形的结构的形式，至少部分地制造由对于中子透明的材料制成的具有圆形横截面的接头；
b/将至少部分地制造的接头插入到由可以或不可对中子透明的材料制成的具有圆形横截面的至少在其端部中的一个处开口的圆柱形包壳中；
c/将由碳化硼B4C中子吸收材料制成的多个芯块在不大于接头的高度上插入，在接头内部插入到具有圆形横截面的圆柱形包壳中；
d/一旦接头已经被全部地制造出来就完全地封闭所述包壳。
根据第一实施方式，使用以下的子步骤执行步骤a/：
将包括碳化硅纤维的多个穗带层叠加在心轴上的碳纤维穗带自身的多个层上；
-在圆柱形模具中按压多层穗带；
-将水溶性粘合剂添加到被按压的穗带中；
-使溶剂蒸发；
利用穗带围绕其接触的心轴执行步骤b/，该心轴然后被移除；
并且随后在步骤c/中，在真空下执行热处理以去除粘合剂并且因此使接头达到与多个堆叠的芯块以及与包壳相接触。
穗带层可以是具有相对于心轴的轴线成45°穗带角度的二维类型。
碳纤维可以是
Figure GSB00001046909600131
P-100型，每个都包含2000根细丝并且断裂。
碳化硅纤维是每个都包含500根细丝的NICALONTM型S。
水溶性粘合剂有利的是聚乙烯醇。
根据第二实施方式使用以下的子步骤执行步骤a/：
-使碳纤维网以管子的形式针刺结合在心轴上；
-执行热处理(例如在氩下在3200℃处)；
-在圆柱形模具中对热处理过的管子按压；
-将水溶性粘合剂添加到被按压的管子中；
-使所述溶剂蒸发；
利用管子围绕其接触的心轴执行步骤b/，该心轴随后被移除；
并且随后在步骤c/中，在真空下执行热处理以去除粘合剂并且因此使接头达到与多个堆叠的芯块以及与包壳相接触。
碳纤维可以然后是P-25型。
如在第一实施方式中，水溶性粘合剂有利地是聚乙烯醇。
根据第三实施方式使用以下的子步骤执行步骤a/：
-制造包括开口的蜂窝状物的碳泡沫管；
-在所述碳泡沫管子上进行钨-铼合金的化学蒸汽淀积(CVD)。
附图说明
在参照下面的图1和图1A阅读根据本发明的核控制杆的详细描述以后本发明的其它优点和特点将变得清楚，在附图中：
图1是根据本发明的核控制杆的局部纵向横截面视图；
图1A是根据图1的核控制杆的横截面视图；
图2示出了根据本发明的以曲线形式的界面接头的循环压缩测试，该载荷模式是在核反应堆中的辐射下的操作的表示(由于能量变化而不稳定)。
具体实施方式
应该指出示出的元件是核控制杆。示出的元件是冷却的，换句话说一旦最终控制杆被制造出来并且在核反应堆中使用前。
根据本发明的控制杆从外部到内部包括以下：
-包壳1由金属或CMC(陶瓷基复合)材料制成，可能地在其内壁上涂覆以内衬；
-第一组件装置2(可选择，到其可在上述粘合剂蒸发过程以后的制造过程中可以能够被去除的程度)；
-根据有根据本发明开孔的固态接头3；
-第二组件装置4(可选择，到其可在上述粘合剂蒸发过程以后的制造过程中可以能够被去除的程度)；
-吸收形成列的碳化硼B4C材料的中子的芯块5的叠层。
具有根据本发明的开孔3的固态接头具有比堆叠的芯块5的列的高度更大的高度。在多孔固态接头3与堆叠芯块的纵列之间的高度的差选择为在列长度由于在辐射下膨胀增加的核反应堆的操作期间确保该列贯穿辐射阶段保持轴向地面向接头。因此根据[8]，在SUPERPHENIX反应堆中的吸收目标作用以每cm3及每年的吸收剂的1022次捕获，并且由于B4C的膨胀的伸长速率是用于每cm3的吸收剂1020次捕获的约0.05％，提供辐射的年约5％的伸长。
对于制造根据本发明的多孔固态接头3来说几种类型的材料可能是适当的，并且有利地纤维结构可能具有沉积在这些结构中的基体，或者具有开孔的蜂窝状材料。
可能适合的纤维材料包括穗带、毛毯、网、织物或针织物、或者它们的组合，在毛毯的情形中在致密化之前包括等于至少15％或者可能地至少5％的体积百分比的纤维。纤维可以由陶瓷化合物(碳、碳化物、氮化物或氧化物)或者金属化合物(诸如W，W-Re合金，Mo-Si2等.)制成。制造适于根据本发明的多孔接头3的纤维结构的一种方式可以是使用传统编织、毡成型技术或织带、针刺结合、机织或针织[4]。
能够设想增加材料的热传导性或者通过将同样耐火的化学化合物(陶瓷或者金属化合物)沉积在纤维上来保护纤维。这些淀积然后表示体积百分比使得通过淀积加强的纤维结构的最终材料的开口孔隙度，在30％与85％之间，或者在毛毯的情形中甚至高达95％。在纤维结构上的这些沉积可以利用传统化学蒸汽沉积(CVD)技术[1]或者诸如陶瓷聚合物前体的浸渍、热解等其它技术做出。
接头3可以或者通过将其定位在芯块5周围并且然后将接头3/芯块5组件插入到包壳1中，或者通过将其插入到包壳1中，然后随后插入芯块来布置。
首先地在包壳1与接头3之间并且其次地在接头3与芯块5之间的物理接触可以在核反应堆中在温度升高过程中通过由于接头3膨胀更多的差别热膨胀形成。实现该物理接触的另一种方式是接头3的径向压缩，并且然后在布置包壳1-接头3-芯块5组件以后，在控制杆供其使用的核反应堆中组件投入到服务中以前可以释放接头3。
可能适合的蜂窝状材料或泡沫是具有30％与85％之间孔隙度的开孔材料，单元的直径优选地小于100μm以防止芯块的“宏片段”的移动，但是对于孔的相互连接足够高。这些材料的合成物可以基于陶瓷或者金属化合物。可能能够使蜂窝状材料利用用于注入气泡或者在熔化材料或者前驱化合物中产生气泡的化合物(用于碳的有机树脂)，具有致孔化合物或颗粒的粉末冶金、将化合物沉积在用作基板的泡沫上[2]，[7]的传统技术适于根据本发明的多孔接头3。然后基本泡沫可以通过具有与泡沫化合物相同或不同的属性的化合物(陶瓷或金属化合物)的沉积而加强。该沉积可以例如通过化学蒸汽沉积(CVD)[1]获得。
下面给出了根据本发明的具有用于SUPERPHENIX反应堆[8]的主要控制系统(SCP)的特征的核控制杆的三个实例：在全部这些实例中，控制杆包括具有17.4mm的直径的圆柱形碳化硼中子吸收芯块5的叠层以及围绕具有19.8mm的内部直径的堆叠芯块的列的包壳1，即1.2mm的径向芯块/包壳间隙(冷却)。
为了与下面将要示出的接头方案对比，对用于SUPERPHENIX反应堆[8]的SCP控制杆，吸收芯块列被限定形成在辐射下的芯块碎片的200μm厚的内衬围绕，并且剩余的芯块/包壳空间填充以液态钠以提供高效的热传送。该控制杆的寿命的终止特别地与芯块与包壳情形之间的机械相互作用的发生相关联，当B4C芯块的三维膨胀最终地填充在初始地使芯块的列与包壳分离的自由径向空间中时，产生快速地使包壳不可使用的机械载荷。内衬的厚度(200μm)应该自然地从芯块/包壳间隙(1.2mm)的初始值减去，因此对于8.7mm的芯块半径来说芯块的可允许的未来膨胀是约1mm，其在达到芯块与包壳之间的机械相互作用(IMPG)以前提供了约11.5％的可允许膨胀比率。这些特征通常足以实现约吸收剂的每cm3的200*1020的中子捕获比率。
具有根据本发明的多孔固态接头，并且考虑到达寿命的终点接头孔隙度的完全消失(通过在B4C芯块的三维膨胀下压缩)，可以评估可能从用于根据本发明的接头的设计制造孔隙度设想的在中子吸收比率上的增益。为了从200μm厚的内衬改变到1.2mm后的接头，接头孔隙度的要求的值是通常地等于1/1.2的比率的值，即约83％(接头具有17％的组成其的材料的理论密度)，以实现以套管式方案获取的捕获比率并且还从使芯块在包壳中居中的优势中获益。应该指出由接头引起的热效应是可忽略的(计算显示这是关于吸收剂的膨胀比率的第二等级效应)。
实例1：具有SiC层/C层的穗带
叠加穗带的三个层中的第一系列以在心轴上的碳纤维(商标名
Figure GSB00001046909600161
P-100，每个都包含2000细丝并且是断裂的以使螺纹直径减小)制成，具有一下特征：
●内径：17.5mm
●外径：19.0mm
●穗带类型：2D
●穗带角度45°
三个穗带层中的第二系列在具有碳化硅纤维(商标HI-NICALONTM类型S，每个都含有500个细丝)的穗带层的先前系列上制成。
●内径：19.0mm，
●外径：21.2mm
●穗带类型：2D
●穗带角度45°
由此形成的多层穗带3在具有19.7mm的内径的圆柱形模具中被压紧。在此情形中是聚乙烯醇的可去除的水溶性粘合剂，然后增添到穗带中并且然后该溶剂蒸发。
然后穗带3被剥离并且插入到具有19.8mm的内径的金属包壳1中。然后中央心轴被移除，并且17.4mm直径的碳化硼B4C中子吸收芯块5的列然后被插入到穗带中。粘合剂通过在真空下的组件的热处理而去除。穗带3然后膨胀并且与芯块5和包壳1进行物理接触。
因此，穗带3的制造的厚度等于在包壳1与芯块5之间的总装配间隙，即1.2mm。
包壳1然后可以例如通过焊接在其端部闭合。尽管未示出，在执行最终闭合步骤以前，螺旋压缩弹簧容纳在膨胀室或者容器6中以其下端保持与芯块5的叠层接触并且其另一端保持与上柱塞接触。该弹簧的主要功能是沿着纵轴XX’的方向保持芯块5的叠层并且在芯块5的纵向膨胀的作用下随着时间的推移吸收燃料柱的伸长。
制造有根据本发明的多孔固态接头3的核控制杆可以然后被用于在快速中子核反应堆中的应用。
实例2：碳针刺结合结构
碳纤维层(商标名
Figure GSB00001046909600171
P-25)是在石墨堆芯上的以具有17.5mm内径以及21.2mm外径的管子的形式的针刺结合。
然后在氩气下以3200℃的热处理施加在组件上。由此形成的管子在具有19.7mm的内径的圆柱形模具中被压紧。在此情形中是聚乙烯醇的可去除的水溶性粘合剂，然后增添到结构中并且然后该溶剂蒸发。
然后由此获得的多孔固态接头3被剥离并且插入到具有19.8mm的内径的包壳1中。然后中央心轴被移除，并且17.4mm直径的碳化硼B4C中子吸收芯块5的列然后被插入到混合接头3/包壳1结构中。
粘合剂然后通过在真空下的组件的热处理而去除。接头3然后膨胀并且与堆叠的芯块5和包壳1进行接触。
包壳1然后可以例如通过焊接在其端部闭合。尽管未示出，在执行最终闭合步骤以前，螺旋压缩弹簧容纳在膨胀室或者容器6中以其下端保持与芯块5的叠层接触并且其另一端保持与上柱塞接触。弹簧的主要功能是沿着纵轴XX，的方向保持芯块5的叠层并且在芯块5的纵向膨胀的作用下随着时间的推移吸收燃料柱的伸长。制造有根据本发明的多孔固态接头3的核控制杆可以然后被用于在快速中子核反应堆中的应用。
实例3：涂覆以5％钨铼合金的碳泡沫
具有17.4mm的内径以及19.8mm的外径的由包括40μm直径的开口的蜂窝状物的碳泡沫制成的管子布置在化学气相淀积(CVD)熔炉中。
从钨和铼卤化物化合物的混合物的分解获得的约7μm厚的钨-铼5％合金的淀积涂覆在形成泡沫的结带上。
泡沫管子然后插入到具有19.8mm内径的包壳1中并且17.4mm直径的碳化硼B4C中子吸收芯块5的列依次插入到泡沫管子中。
包壳1然后可以例如通过焊接在其端部闭合。尽管未示出，在执行最终闭合步骤以前，螺旋压缩弹簧容纳在膨胀室或者容器6中以其下端保持与芯块5的叠层接触并且其另一端保持与上柱塞接触。弹簧的主要功能是沿着纵轴XX’的方向保持芯块5的叠层并且在芯块5的纵向膨胀的作用下随着时间的推移吸收燃料柱的伸厂。制造有根据本发明的多孔固态接头3的核控制杆可以然后被用于在快速中子核反应堆中的应用。
在不脱离本发明的范围的情况下，其它改进也是可能的。因此，在上述全部实例1-3中，多孔固态接头3的制造厚度，换句话说，在包壳1已经闭合并且控制杆准备以便应用时的厚度，等于包壳1与由B4C中吸收材料制成的芯块5的列之间的总设计装配间隙。
明显地，可以设置一旦控制杆准备好就保持的间隙(参见图1中的附图标记2，4)，前提是制造方法和特性(特别是首先包壳1和多孔固态接头3，并且其次接头3和芯块5的差别热膨胀)使其可能。
如在图1中以附图标记2、4示出的这些间隙是先前填充有气体或者液态金属的，其然后自然地占据根据本发明的多孔固态接头3的开孔，以及B4C中子吸收芯块5的开孔。
但是根据本发明以及与根据现有技术并且更具体地说根据专利US4235673不同的方案，装配间隙不是必需的并且因此不是在辐射下设置为适应芯块的三维膨胀的起作用的间隙。
此外，如在所述的实例中用于形成多孔固态接头的心轴可以由与在接头中使用的材料兼容的诸如石墨和石英的不同材料制成。
类似地，对于在包壳闭合之前的处理中的最终步骤来说，实例1至实例3描述了螺旋压缩弹簧的布置。更一般地，在包壳的实际闭合步骤之前的该最终步骤过程中，可能能够使用当前在核领域中称作“内部系统”，换句话说诸如弹簧、包装等的部件的组件，其功能是将芯块列轴向地定位在包壳内。
图2示出了根据本发明的具有高开口孔隙度并且以穗带为基础或者以有由SiC材料制成的毛毯为基础的界面接头的压缩行为。
更精确地说，如示出的，这些是在循环压缩中的测试，每个周期都以加载与卸载交替，其在图2中通过在张力-应力平面中的加载回路示出。
横坐标指示横跨其厚度的接头的压缩比率(张力以％)的值。
纵坐标指示在压缩作用下的通过接头传送的机械载荷(应力以MPa)的值。
因此，在堆叠在彼此上的B4C中子吸收芯块的三维膨胀的作用下指示的应力实际上与施加到核控制杆的包壳的径向机械载荷σr相对应，该应力通过接头在芯块与包壳之间的压缩直接地传送到包壳。该径向载荷引入控制周向载荷σθ，其强度与倍增系数应用到其的径向载荷的强度相对应，其大约等于包壳的平均半径rG与其厚度eG的比率，其通常等于5到10：σθ≈(rG/eG)σr。
图2因此示出了根据本发明的界面接头适于起到像应力吸收剂的作用的事实：传送的载荷仅对于足够高的压缩比变得重要，超过其传送的载荷随着压缩比逐渐地增加，直到其达到可允许极限载荷的阈值(没有任何突然变化)。因此，对于载荷σr来说认为重要的是从1MPa开始，对于在图2中考虑的穗带和毛毯类型的接头来说压缩比率分别约是40％与70％。
在反应器中的辐射下的操作的情形中，核控制杆的包壳不能抵抗来自B4C中子吸收剂的机械载荷除非其保持在确保没有包壳故障的极限以下。因此，例如，如果可允许周向载荷σθ的阈值固定在100MPa(考虑到通常允许的载荷其是合理值)，即约10MPa的径向载荷σr(对于约10的比率rG/eG)，图2示出了穗带和毛毯类型接头考虑将分别给出约60％和95％的压缩比，在该压缩比以下传送到包壳的机械载荷保持可接受。
应该注意的是根据图2完成的测试示出根据本发明的以穗带为基础的界面接头以及以毛毯为基础的接头保持它们完整性；因此，穗带/毛毯结构被保持而没有形成可以移动到在快速中子反应堆RNR中的控制杆中的芯块与包壳之间的再打开间隙中的任何碎片。
如果要使经济性能最优化，控制杆必须尽可能长久地保持在快速中子反应堆中。这些性能通常地被多种操作约束限定以便满足安全目的。最严厉的约束之一是由在全部情况下用于确保控制杆包壳的机械完整性的要求施加的。这导致在包壳上限定可允许限定载荷(超过其便不再能确保包壳的完整性的应力和/或张力)。然而在辐射下，B4C中子吸收芯块受到致使可能最终地导致在包壳上的不可接受的载荷的芯块/包壳机械相互作用(IMPG)的连续的三维膨胀的影响。因此，对于具有B4C核吸收剂的核控制杆来说操作寿命强烈地取决于用于该过多相互作用发生的时间。根据本发明的如上限定的界面接头提供了一种满意的回应，因为其使得芯块能够长期膨胀或者三维膨胀。对于芯块的固定的三维膨胀来说，该持久性取决于接头的初始厚度以及在其压缩状态致使不可接受机械载荷传送到包壳以前其可以适应的压缩比率；由于可允许压缩比率增加因此将要安装的接头的初始厚度减小。
图2示出了对于达到提出的穗带或毛毯类型接头的压缩极限来说非常高的压缩比率是必要的事实，这意味着如果安装合理厚度的接头便可以达到增加的辐射时间。用于快速光谱反应堆的控制杆的大接头厚度特性，支持安装能够容易地达到并且可能地超过在SUPERPHENIX中使用的套管类型方案的性能的高孔隙度接头。
此外，与在约400℃的温度在约100μm的周期位移相对应，通过在根据本发明的约1cm厚的纤维结构上施加力而执行剪切测试。对于这些1％的伸长来说，纤维结构保持完美地完整。在用于快速光谱反应堆的控制杆的情形中，接头的大厚度还使根据本发明的接头的使用能够包括几层叠加的稳带和/或毛毯。关于接头在辐射下受到的轴向剪切，由于芯块的列的伸长(膨胀的效果)比包壳的伸长更加显著，因此通过使层能够在彼此上相对滑动，多层结构减小在接头上的机械载荷，并且因此限制接头可能被剪切损坏的风险。
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Claims (25)

1.一种沿着纵向方向(XX’)延伸的核控制杆，该核控制杆包括由碳化硼B4C中子吸收材料制成的以列的形式堆叠在彼此上的多个芯块(5)，以及围绕所述芯块的列的包壳(1)，其中，所述包壳和所述芯块具有与所述纵向方向(XX’)横切的圆形横截面，并且其中同样具有与所述纵向方向(XX’)横切的圆形横截面的由对于中子透明的材料制成并且具有开孔的界面接头(3)至少在所述列的高度上被插入在所述包壳与所述堆叠芯块的列之间，其特征在于所述界面接头是这样的结构(3)：其从所述包壳(1)以及从所述芯块(5)的列机械地解耦，具有高的热传导率和开孔，适于通过横跨其厚度的压缩而变形以便在辐射下在所述芯块的三维膨胀的作用下被压缩，所述接头的初始厚度和其压缩比率使得在辐射下通过所述芯块传送到所述包壳的机械载荷保持小于预定阈值。
2.根据权利要求1所述的核控制杆，其中所述界面接头的开孔具有等于如在制造中生产的界面接头总体积的至少30％的体积。
3.根据权利要求2所述的核控制杆，其中所述界面接头的开孔具有如在制造中生产的界面接头总体积的30％与95％之间的体积。
4.根据权利要求3所述的核控制杆，其中所述界面接头的开孔具有如在制造中生产的界面接头总体积的50％与85％之间的体积。
5.根据上述权利要求中任一项所述的核控制杆，其中所述界面接头在其与所述(XX’)方向横切的截面中的厚度大于所述芯块的半径的至少10％。
6.根据上述权利要求中任一项所述的核控制杆，其中所述界面接头包括诸如穗带和/或毛毯和/或网和/或织物和/或针织物的一种或几种纤维结构。
7.根据权利要求6所述的与权利要求4相关的核控制杆，其中所述界面接头包括具有在15％与50％之间的纤维的体积百分比的纤维结构。
8.根据权利要求6所述的核控制杆，其中所述界面接头由包括多个碳纤维层以及包括叠加在碳纤维层上的碳化硅纤维的多个层的穗带制成。
9.根据权利要求1-5中任一项所述的核控制杆，其中所述界面接头由诸如泡沫的一种或几种蜂窝状材料制成。
10.根据上述权利要求中任一项所述的核控制杆，其中所述界面接头以陶瓷为基础。
11.根据上述权利要求1-9中任一项所述的核控制杆，其中所述界面接头以金属为基础。
12.根据上述权利要求中任一项所述的用于气冷快速反应堆(RNR-gaz)的控制杆，其中所述包壳的基础材料是诸如SiC-SiCf的耐火性陶瓷基复合材料(CMC)，并且所述吸收芯块由B4C制成。
13.根据上述权利要求1-11中任一项所述的用于钠冷快速反应堆(RNR-Na)的控制杆，其中所述包壳由金属材料制成，并且所述吸收芯块由B4C制成。
14.根据权利要求1-11中任一项所述的用于加压水反应堆(REP)或沸水反应堆(REB)的控制杆，其中所述包壳包括耐火性陶瓷复合CMC材料并且吸收芯块由B4C制成。
15.一种核吸收组件，该核吸收组件包括根据权利要求1-14中任一项所述的并且布置为形成栅格的多个控制杆。
16.一种用于制造核控制杆的方法，该方法包括以下步骤：
a/以具有良热传导性的具有开孔的能够在横跨其厚度的按压下变形的结构(3)的形式，至少部分地制造由对于中子透明的材料制成的具有圆形横截面的接头；
b/将所述至少部分地制造的接头插入到由可以或不可对中子透明的材料制成的具有圆形横截面的至少在其端部之一处开口的圆柱形包壳中；
c/将由碳化硼B4C中子吸收材料制成的多个芯块在不大于所述接头的高度上插入，在所述接头内部插入到具有圆形横截面的所述圆柱形包壳中；
d/一旦所述接头已经被全部地制造出来就完全地闭合所述包壳。
17.根据权利要求16所述的制造方法，根据所述方法使用以下的子步骤执行步骤a/：
-将包括碳化硅纤维的多个穗带层叠加在心轴上的碳纤维穗带自身的多个层上；
-在圆柱形模具中按压多层穗带；
-将水溶性粘合剂添加到所述被按压的穗带；
-使所述溶剂蒸发；
根据所述制造方法利用所述穗带围绕其接触的心轴执行步骤b/，所述心轴然后被移除；
并且根据所述方法随后在步骤c/中，在真空下执行热处理以去除所述粘合剂并且因此使所述接头达到与多个堆叠的芯块以及与所述包壳相接触。
18.根据权利要求17所述的制造方法，根据所述制造方法所述穗带层是相对于所述心轴的轴线具有45°的穗带角度的二维式样。
19.根据权利要求17或18所述的制造方法，根据所述制造方法所述碳纤维是每个都含有2000根细丝并且是断裂的P-100型。
20.根据权利要求17-19中任一项所述的制造方法，根据所述制造方法所述碳化硅纤维是每个都含有500根细丝的HI-NICALONTM型S。
21.根据权利要求17-20中任一项所述的制造方法，根据所述制造方法所述水溶性粘合剂是聚乙烯醇。
22.根据权利要求16所述的制造方法，根据所述方法使用以下的子步骤执行步骤a/：
-使碳纤维网以管子的形式针刺结合在心轴上；
-执行热处理；
-在圆柱形模具中对所述热处理过的管子按压；
-将水溶性粘合剂添加到所述被按压的管子中；
-使所述溶剂蒸发；
根据所述制造方法利用所述管子围绕其接触的心轴执行步骤b/，所述心轴随后被移除；
并且根据所述方法随后在步骤c/中，在真空下执行热处理以去除所述粘合剂并且因此使所述接头达到与多个堆叠的芯块以及与所述包壳相接触。
23.根据权利要求22所述的制造方法，根据所述制造方法所述碳纤维是
Figure FSB00001046909500032
P-25型。
24.根据权利要求22和23所述的制造方法，根据所述制造方法所述水溶性粘合剂是聚乙烯醇。
25.根据权利要求16所述的制造方法，根据所述方法使用以下的子步骤执行步骤a/：
-制造包括开孔蜂窝状物的碳泡沫；
-在所述碳泡沫管子上进行使钨-铼合金的化学蒸汽淀积(CVD)。
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