CN103250210A - 核反应堆内部电气控制棒驱动机构组件 - Google Patents

Abstract

一种磁力升降控制棒驱动棒驱动系统，所述磁力升降控制棒驱动棒驱动系统具有磁性线圈，所述磁性线圈操作驱动系统的运动部分，所述磁性线圈由阳极电镀铝磁线或者陶瓷涂层包镍铜卷绕而成，并且包封在封闭的密封壳体内，所述壳体用氦气加压。

Description

核反应堆内部电气控制棒驱动机构组件

相关申请的交叉引用

本申请根据35U.S.C.§119（e）要求2010年12月9日提交的名称为“内部电气控制棒驱动机构组件”的美国临时专利申请系列No.61/421,245的优先权。

技术领域

本发明整体涉及核反应堆控制系统，并且具体涉及用于控制核控制棒进出核反应堆堆芯的运动的系统。

背景技术

在用于发电的核反应堆中，诸如压水反应堆中，通过诸如浓缩铀的核燃料裂变产生热量，并且将所述热量转移到流动通过反应堆堆芯的冷却剂中。堆芯容纳细长的核燃料棒，所述核燃料棒相互靠近安装在燃料组件结构中，冷却剂流动通过所述燃料组件结构并且在其上流动。燃料棒在共同延伸的平行阵列中相互间隔开。在给定的燃料棒中的燃料原子的核衰变期间释放的中子和其它原子粒子中的一些经过燃料棒之间的空间并且撞击毗邻的燃料棒中的可裂变物质，从而有助于核反应并且有助于由堆芯产生热量。

可动的控制棒分布在整个核反应堆堆芯中，以便通过吸收经过燃料棒之间的中子的一部分而能够控制裂变反应的整体速率，这同样能够有助于裂变反应。控制棒通常包括细长棒，该细长棒由中子吸收材料构成并且装配到燃料组件中的纵向开口或者引导套管中，平行于燃料棒且在燃料棒之间行进。将控制棒进一步插入到堆芯中使得吸收更多的中子，而同时又没有促进在毗邻的燃料棒中发生裂变；收回控制棒减小了中子吸收的程度而且增加了核反应的速率和堆芯的功率输出。

控制棒支撑在集束组件中，所述集束组件能够运动，以相对于堆芯推进或者收回控制棒组。为此，提供了通常作为上内部装置的一部分的控制棒驱动机构，所述上内部装置至少部分地位于堆芯上方的反应堆容器内。通常将压水反应堆的反应堆容器加压至高内部压力，控制棒驱动机构容置在耐压壳中，所述耐压壳是反应堆压力容器的管状延伸部。图1是现有技术的核安全壳10的示意图，所述核安全壳10容置有通常为压水反应堆的核反应堆压力容器12，所述压水反应堆具有堆芯14，所述堆芯14被支撑在压力容器12的下半部中。控制棒组件16（即，集束组件中的一个）图示为位于堆芯14内并且支撑控制棒18的集束，驱动棒20使得所述控制棒18的集束进出燃料组件（未示出）运动。驱动棒20由驱动棒壳体24可动地支撑，所述驱动棒壳体24向上延伸并且延伸通过可移除的反应堆顶盖22。控制棒驱动机构（CRDM）在控制棒驱动壳体24周围定位于反应堆顶盖的上方，而且使得驱动棒沿着竖直方向运动，以便插入控制棒18或者从堆芯14内的燃料组件抽出控制棒18。棒位置指示器线圈26或者其它指示器机构定位在壳体24周围，以便追踪驱动棒20的位置，并且由此追踪控制棒18相对于堆芯14的位置。位置指示器线圈26的输出通过安全壳10内的处理棒位置指示器（RPI）电子柜28供给。然后将棒位置指示器电子柜28的输出在安全壳外侧供给到逻辑柜30和PRI处理单元32。逻辑柜30与控制系统34相连接，所述控制系统34提供来自用户界面36的手动指令并且提供自动指令，所述自动指令由来自未示出的设备传感器获得的情报产生。逻辑柜30通过反应堆控制系统34或用户界面36接收来自操作者的手动需求信号，或者接收来自反应堆控制系统34的自动需求信号，并且提供了根据预定计划操作控制棒18所需的命令信号。以众所周知的方式，电源柜38提供了操作CRDM的程序电流。

用于定位控制棒组件16的机构的一种类型是磁力升降类型机构，在分立的步骤中，所述磁力升降类型机构能够操作以使得控制棒驱动棒进出堆芯运动大约5/8英寸（1.63cm）的增量距离。在一个实施例中，控制棒驱动机构具有三个电磁线圈和由电磁线圈致动的电枢或者柱塞，所述电磁线圈和电枢或者柱塞以配合的方式操作，以便升高和降低驱动棒轴20和联接到轴20的控制棒集束组件16。三个线圈（CRDM）安装在耐压壳24周围和外侧。三个线圈中的两个操作夹持器，所述夹持器在由线圈提供电力时与驱动棒轴接合，其中，在第三线圈的影响作用下，夹持器中的一个轴向静止而另一个能够轴向运动。

驱动棒轴具有轴向间隔开的周向槽，所述周向槽由夹持器上的闩锁扣住，并且在驱动轴周围周向间隔开。第三线圈致动提升柱塞，所述提升柱塞联接在可动夹持器和固定点之间。如果失去控制棒机构的供电，则两个夹持器释放并且控制棒因重力作用落入到其最大的核通量阻尼位置中。只要控制棒电源保持激活，则静止的夹持器和可动夹持器中的至少一个一直保持驱动棒轴。

以定时配合的方式交替操作三个线圈，以保持和移动驱动轴。夹持动作和运动的顺序根据分级运动是收回还是前进而有所不同。静止夹持器和可动夹持器大体交替地操作，不过在运动顺序期间，在从保持静止改变为运动以推进或者收回时，两种类型的夹持器接合驱动轴。静止夹持器能够保持驱动轴，而同时可动夹持器向新接合位置运动，用于降低（推进）驱动轴和控制棒。当使得可动夹持器在由提升柱塞控制时向上或者向下运动时，可动夹持器接合驱动轴。在可动夹持器接合驱动轴之后，释放静止夹持器，然后致动或者停用柱塞，以实现沿着一个方向或者另一个方向的运动。通常，每个升降运动或者分级运动使得驱动棒轴运动5/8英寸（1.6cm），并且以每级大约0.8秒进行228个级，以使得控制棒集束在典型燃料组件的底部和顶部之间的位置的整个跨度上运动，不过级数将随着燃料组件的高度而变化。

多种特别的线圈布置方案和夹持器设计是可能的。例如在美国专利No.5,307,384、No.5,066,451和No.5,009,834中描述了具有如上所述的静止夹持器、可动夹持器和提升线圈的线圈升降机构的示例。另外，已经应用了四个和五个线圈直线驱动机构，所述线圈直线驱动机构以与诸如美国专利No.3,959,071中描述的方式类似的方式运转。

对于夹持器和提升线圈/电枢布置方案无论应用什么机械布置方案，提升线圈都容置在反应堆容器的压力边界外侧，在所述外侧，通常通过强制通风冷却所述提升线圈，而且所述提升线圈通过包围驱动棒的耐压壳磁联接到闩锁组件。然而，发展中的下一代核反应堆中的至少一个是小型模块反应堆，所述小型模块反应堆具有容置在同样的压力容器内的堆芯、上内部构件、蒸汽发生器、加压器和主回路循环泵的入口和出口。在这种布置方案中，整个控制棒驱动机构浸没在反应堆冷却剂内，在所述冷却剂中线圈的传统布置方案不能够可靠地运转。即使线圈被容置成防止它们与冷却剂直接接触，传统线圈也仍然不能够承受它们在操作周期中将经受的温度。

图2和图3图解了这种小型模块反应堆。图2示出了透视图、局部剖视图，以示出压力容器和其内部构件。图3是图2示出的压力容器的放大视图。加压器54与反应堆容器顶盖的上部分结合成一体并且消除了对单独部件的需要。热柱立管56将主冷却剂从堆芯14引导至包围热柱立管56的蒸汽生成器58。六个反应堆冷却剂泵60在上内部构件62的上端附近的高度处在反应堆容器周围周向间隔开。反应堆冷却剂泵是水平安装的轴向流动封闭电动机泵。反应堆堆芯14和上内部构件62除了它们的尺寸之外与反应堆中的对应部件基本相同。从以上内容，应当理解的是，在图2和图3中图解的反应堆设计中传统磁力升降控制棒驱动系统不能可靠地行使功能，原因在于，线圈会完全浸没在冷却剂中，并且即使利用外壳体与冷却剂隔离开，所述线圈也不能可靠地接收充分的冷却以防止磁性线圈发生故障。

因此，期望一种新的控制棒驱动机构，所述控制棒驱动机构证实将在浸没在反应堆冷却剂中的同时可靠地行使功能。

而且，这种设计的理想之处在于将利用最少的测试满足规章要求。

发明内容

通过一种核反应堆发电系统来实现这些和其它目的，所述核反应堆发电系统具有反应堆容器，所述反应堆容器包括下区段和可移除的上顶盖，所述上顶盖具有封锁下区段并且形成压力容器的水平跨距。反应堆堆芯容置在下区段中并且包括多个燃料组件。设置了控制棒组件，所述控制棒组件包括至少一根控制棒，所述至少一根控制棒被驱动而进出多个燃料组件中的对应的一个。驱动棒连接到控制棒，用于将控制棒驱动进出对应的燃料组件。当驱动机构将控制棒驱动进出对应的燃料组件时，驱动机构致动驱动棒沿着直线路径运动。驱动机构包括磁力升降机构，所述磁力升降机构具有静止夹持器线圈、可动夹持器线圈和提升线圈。静止夹持器线圈、可动夹持器线圈和提升线圈整体容纳在反应堆容器内，所述反应堆容器被通过堆芯循环的冷却剂包围。静止夹持器线圈、可动夹持器线圈和提升线圈均密封在不能渗透冷却剂的线圈壳体中。在一个实施例中，利用气体，优选地是氦气将线圈壳体加压至大约400psi。

理想地，直线路径和驱动棒位于顶盖的水平跨距下方，并且优选地，静止夹持器线圈、可动夹持器线圈或提升线圈中的至少一些由阳极电镀铝磁线或者陶瓷涂层包镍铜卷绕而成，并且利用云母包带和/或玻璃纤维套管而绝缘。

附图说明

当结合附图阅读时，从优选实施例的以下描述中能够获得对在下文中声明的本发明的进一步理解，附图中：

图1是传统压水反应堆核安全壳的示意图，示出了支撑控制棒驱动系统的核反应堆容器的略图，控制棒驱动系统用于将控制棒组件插入到反应堆容器的堆芯中并且从所述堆芯抽出；

图2是示出了小型模块反应堆系统的透视图、局部剖视图；

图3是图2中示出的反应堆的放大视图；

图4是在图1中示出的控制棒驱动轴驱动系统的放大示意图，其中，切削掉一部分，以示出驱动系统的内部元件；

图5是根据本发明构造的磁力升降控制棒驱动机构的示意性截面图；

图6是压力容器内部构件的示意性截面图，示出了当线圈电缆从上内部构件行进到压力容器外部时线圈电缆的路径。

具体实施方式

如参照图1所述，控制棒附接在通常称为蛛状组件的集束16中，其中每个集束由驱动棒20共同驱动，所述驱动棒20在反应堆堆芯14上方布置在竖直的支撑壳体24中，所述反应堆堆芯14包含燃料组件，控制棒18被推进到所述燃料组件中或者从所述燃料组件收回，用于可变地阻尼反应堆堆芯内的核通量。控制棒驱动机构的运动部件位于反应堆的压力封壳内，在传统设计中，用于驱动可动部件的电磁线圈（CRDM）布置在每个壳体24周围并且围绕每个壳体，所述壳体24在反应堆上方延伸。在观察若干附图时，应当理解，相同的附图标记表示对应的部件。

图4示出了驱动棒驱动机构40，其中，传统反应堆的壳体24的延伸部分被部分剖开，以示出夹持器42和44，所述夹持器42和44能够按照顺序操作，从而当驱动机构40的相关线圈46、48和50以规定的顺序通电时接合、提升和/或降低驱动棒20。这种布置方案基本上如在美国专利No.5,009,834中公开的那样。

棒控制系统是这样的系统，如图1所示，所述系统结合核电站的仪器和控制系统34行使功能，以插入控制棒或者从反应堆堆芯抽回控制棒。核电站通常包括多个控制棒组件，所述控制棒组件布置成组；通常，每组具有四个控制棒组件。控制棒组件的组通常一起插入/抽回，以调节反应堆温度和功率。仪器和控制系统34监控反应堆温度和功率并且向棒控制系统提供信号，以在适当时命令棒运动。响应于这些命令信号，棒控制系统插入/抽回控制棒。通过使得控制棒驱动机构40中的不同线圈46、48和50循环通电/断电来完成控制棒运动（如图4所示）。

如上所述，在当前运行的许多商用压水反应堆中应用的控制棒驱动机构是磁力升降机构，所述磁力升降机构在每当循环向线圈供电时能够使得控制棒组件16的驱动棒运动固定的增量。控制棒18的蛛状件附接到控制棒驱动棒20（有时称作驱动轴）的底部，以便组件内的所有控制棒一起运动。在图4中示出的控制棒驱动机构40包含三个线圈：静止夹持器线圈46、可动夹持器线圈48和提升线圈50。如在先前段落中所述的那样，通过以不同顺序循环接通和断开这些线圈的电力，传统控制棒机构40能够使得控制棒驱动轴20和控制棒16插入核堆芯或者从所述核堆芯抽出。更加具体地，为了提升（收回）控制棒，按照顺序完成以下步骤，步骤从静止夹持器44接合在驱动棒槽43中，并且停用可动夹持器42和柱塞41开始（柱塞41沿着弹簧45偏压的方向延伸）。提升驱动棒20的顺序是：

1）使得可动夹持器线圈通电，这致使可动夹持器42接合毗邻的驱动棒槽43；

2）静止夹持器46断电并且使得静止夹持器与驱动棒20分离；

3）提升线圈50通电并且将可动夹持器44和驱动棒20磁力提升与提升柱塞52的运动跨度相等的高度；

4）然后，使得静止夹持器线圈46通电，这使得静止夹持器运动而与毗邻的驱动棒槽相接触，以便将驱动棒保持在新的高度处，即，两个夹持器都接合；

5）然后，可动夹持器线圈48断电并且使得可动夹持器42与驱动棒槽分离；

6）使得提升线圈50断电，这使得可动夹持器42落回到其在提升的驱动棒20上的仅仅下一级的起始位置。

类似地，为了降低（推进）控制棒，按照顺序完成以下步骤，步骤同样从仅仅使得静止夹持器线圈46通电开始。降低顺序是：

1）使得提升线圈50通电，从而使得可动夹持器42沿着驱动棒20向上运动一级；

2）使得可动夹持器线圈48通电，并且可动夹持器42夹持驱动棒20；

3）使得静止线圈46断电，从而从驱动棒释放静止夹持器44；

4）使得提升线圈50断电，从而将可动夹持器42和驱动棒降低一级；

5）使得静止线圈46通电，并且在高于其先前位置一级的位置处，静止夹持器44接合驱动棒20；

6）使得可动夹持器线圈48断电，并且可动夹持器42与驱动棒20分离。

如上所述，线圈和夹持器机构的多种不同布置方案是可能的，并且不应当有损于之后要求的本发明的范围。无论哪种机械构造应用于夹持器和提升线圈/电枢布置方案，线圈都必须有效运转，以产生足够的磁场，以便夹持器能够施加防止控制棒驱动棒落入到堆芯中（这迫使反应堆系统昂贵地停机）所需的设计的力。

还如先前所解释的那样，用于致动夹持器42和44的电线圈在诸如图2和图3图解的模块反应堆的环境中不易可靠地行使功能。然而，升降机构的运动部件，即，夹持器和柱塞组件已经证明在服务多年期间是可靠的，并且许可使用这些新的小型模块反应堆在能够保持传统夹持器和柱塞组件的功能和构造的情况下是有益的。

图5示出了根据在下文声明的本发明而修改的控制棒驱动棒驱动机构40，所述控制棒驱动棒驱动机构40在很大程度上保持传统磁力升降控制棒驱动棒驱动系统的已证明的属性。柱塞/闩锁组件37与参照图4先前描述的柱塞/闩锁组件相同，只是在由304不锈钢内管状壳体24包围柱塞/闩锁组件时，图5示出的壳体24不是如在图1和图4图解的壳体那样的压力边界。线圈46、48和50中的每一个均包封在410磁性不锈钢线圈板中，所述磁性不锈钢线圈板密封地封闭，以形成不渗透反应堆冷却剂的线圈壳体66。线圈壳体66利用中空室68相互间隔开，所述中空室68在线圈壳体66之间叠置在线圈壳体66下方。中空室68和线圈壳体66被封闭，并且优选地用大约400psi的压力下的诸如氦气的气体加压。然后，整个组件周向包封在304不锈钢外套筒70内，以完成组件。可替代地，单个密闭的封闭壳体能够包封所有三个线圈。另外，作为另一个替代方案，应用反应堆冷却剂的水冷却能够通过中空室68或者通过中空室68中的通道引入。

优选地，线圈46、48和50用阳极电镀铝磁线或者陶瓷涂层包镍铜卷绕而成，以承受在反应器冷却剂中经历的高温，并且优选地用氦气加压至400psi。在导线能够终止于能够耦接到图1示出的安全壳内的RPI柜28的标准电连接器的情况下，可以将来自各个线圈46、48和50的导线通过直径大约为一英寸（2.54cm）的导管、通过如图6所示的短管段74离开反应堆容器12。在所有其它方面中，如上文所述，图5中示出的控制棒驱动棒驱动系统将行使与传统控制棒驱动机构相同的功能。

尽管已经详细描述了本发明的具体实施例，但是本领域中的技术人员应当理解的是，根据本公开的全部教导可以发展针对那些细节的修改方案和替代方案。因此，公开的具体实施例仅仅旨在解释而非限制本发明的范围，本发明的范围将由随附权利要求以及所有等同物的全部范围来给出。

Claims (14)

1.一种具有核反应堆的核反应堆发电系统（10），所述核反应堆包括：

反应堆容器（12），所述反应堆容器包括下区段和能够移除的上顶盖（22），所述上顶盖具有封锁所述下区段并且形成压力容器的水平跨距；

反应堆堆芯（14），所述反应堆堆芯容置在所述下区段中并且包括多个燃料组件；

控制棒组件（16），所述控制棒组件包括：至少一根控制棒（18），所述至少一根控制棒被驱动进出所述多个燃料组件中的对应的一个燃料组件；驱动棒（20），驱动棒连接到所述控制棒，用于将所述控制棒驱动进出对应的燃料组件；和驱动机构（40），所述驱动机构用于在所述驱动棒将所述控制棒驱动进出所述对应的燃料组件时致动所述驱动棒沿着直线路径运动；并且

其中，所述驱动机构（40）包括磁力升降机构，所述磁力升降机构具有静止夹持器线圈（46）、可动夹持器线圈（48）和提升线圈（50），并且所述静止夹持器线圈、可动夹持器线圈和所述提升线圈完全容纳在所述反应堆容器内，所述反应堆容器被通过所述堆芯（14）循环的冷却剂包围。

2.根据权利要求1所述的核反应堆发电系统（10），其中，所述静止夹持器线圈（46）、所述可动夹持器线圈（48）和所述提升线圈（50）均封闭在不能渗透冷却剂的线圈壳体（70）内。

3.根据权利要求2所述的核反应堆发电系统（10），其中，所述线圈壳体（70）用气体加压。

4.根据权利要求3所述的核反应堆发电系统（10），其中，所述气体是氦气。

5.根据权利要求4所述的核反应堆发电系统（10），其中，氦气加压至大约400psi。

6.根据权利要求2所述的核反应堆发电系统（10），其中，所述静止夹持器线圈（46）、可动夹持器线圈（48）和提升线圈（50）均包封在单独的密封壳体（66）内，所述密封壳体包括中空的密封室（68），所述密封室在包封所述静止夹持器线圈（46）、所述可动夹持器线圈（48）和所述提升线圈（50）的线圈壳体之间叠置在所述线圈壳体下方。

7.根据权利要求6所述的核反应堆发电系统（10），其中所述中空的密封室（68）具有用于冷却毗邻的线圈的冷却剂通道，已经穿过所述堆芯（14）的反应堆冷却剂能够流动通过所述冷却剂通道。

8.根据权利要求6所述的核反应堆发电系统（10），其中，用气体加压所述中空室（68）内部的至少一部分。

9.根据权利要求8所述的核反应堆发电系统（10），其中，所述气体是氦气。

10.根据权利要求1所述的核反应堆发电系统（10），其中，所述直线路径和所述驱动棒（20）位于所述顶盖（22）的水平跨距的下方。

11.根据权利要求1所述的核反应堆发电系统（10），其中，所述静止夹持器线圈（46）、所述可动夹持器线圈（48）或所述提升线圈（50）由阳极电镀铝磁线卷绕而成。

12.根据权利要求1所述的核反应堆发电系统（10），其中，所述静止夹持器线圈（46）、所述可动夹持器线圈（48）或所述提升线圈（50）由陶瓷涂层包镍铜卷绕而成。

13.根据权利要求1所述的核反应堆发电系统（10），其中，所述静止夹持器线圈（46）、所述可动夹持器线圈（48）和所述提升线圈（50）利用云母包带绝缘。

14.根据权利要求1所述的核反应堆发电系统（10），其中，所述静止夹持器线圈（46）、所述可动夹持器线圈（48）和所述提升线圈（50）利用玻璃纤维套管绝缘。

Images