CN104094358B - 包括核燃料和用于触发和插入至少一个中子吸收元件和/或缓和元件的系统的用于核反应堆的组件 - Google Patents

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Abstract

一种用于核反应堆的装载组件，包括：外壳(40)；位于外壳(40)的底部部分的裂变区域；位于外壳(40)的顶部部分的自由容积；裂变区域中的自由空间(52)，该自由空间(52)从裂变区域的位于顶部部分的端部开始，沿着纵向轴线的延伸范围覆盖裂变区域的高度；界定该自由空间(52)的套筒(54)；以及触发和插入系统(SI)，所述触发和插入系统包括具有纵向轴线的容舱(10)、悬吊在容舱中的吸收剂和/或缓和剂构件(2)、以及设计成在装载组件发生事故情况下释放吸收剂构件的触发和插入装置(DI)。容舱(10)被插入到套筒(54)中，而触发和插入系统可移除地安装在装载组件中。

Description

包括核燃料和用于触发和插入至少一个中子吸收元件和/或缓和元件 的系统的用于核反应堆的组件
技术领域
本发明涉及用于核反应堆的混合组件，该混合组件包括核燃料和至少一个在总体的堆芯熔化的情况下被插入的元件，该元件可以仅为中子吸收材料和/或缓和剂。缓和剂为能够与形成组件中的核燃料棒的包壳的材料形成具有低熔点的共晶体的材料，并且缓和剂防止栓塞的形成，栓塞会妨碍熔化的堆芯或堆芯熔融物的排空。
该组件尤其用于钠冷却式快反应堆(在下文中称为SFR)。
背景技术
为了控制反应堆的堆芯活性或限制反应堆故障的后果，计划将由中子吸收材料组成的元件插入到核反应堆中。在正常运行期间，这些元件可以为悬吊于堆芯上方的组件棒的形式。当检测到需要降低反应堆的反应性时，将吸收元件插入到裂变区域中。
例如，反应堆故障可以是反应堆冷却系统中的问题(例如在钠冷却式反应堆的情况下，在为钠冷却式反应堆的情况下由于栓塞的形成而防止了液态钠的循环)。反应堆故障可以是散热器的失效，即，通过反应堆冷却剂系统提取的热量不再被适当地疏散。
如果没有被引入负反应性，这些故障会导致包括反应堆堆芯温度升高在内的后果，反应堆堆芯温度升高会引起一个或数个组件的熔化，或甚至总体的堆芯熔化，总体的堆芯熔化会导致反应堆完整性丧失。
将吸收元件插入到堆芯中的目的是抑制中子反应并且针对所考虑的故障将反应堆堆芯稳定在所选择的、满足可接受的标准的温度下。
此外，提供有若干重复、互异并且独立的关闭系统以便保持反应堆控制的最大安全性并且补偿共有的模式缺陷。
过去在SFR反应堆中使用的关闭系统(即，传统的关闭系统)基于有源装置，也就是说吸收元件的插入通过外部电动控制触发或通过电信号的消失触发。迄今为止所使用的关闭系统具有带有容器头插塞的机械接口。
对下一代的SFR反应堆而言，计划在常规关闭系统失效的情况下添加新的关闭系统；因此，该“紧急”关闭系统中的装置一定不能在常规关闭系统之前被触发。基于设备的多样化的逻辑并且为了消除电动仪器、控制和逻辑系统失效的风险，考虑使用被动装置，也就是说吸收元件的插入伴随物理现象而不是电动控制被直接触发。例如，可以设想对流量变化或温度升高敏感的触发器件。这些被动装置已经被详细地研究，但从未在反应堆中被使用。
文献FR 2230984公开了一种燃料组件，该燃料组件包括外壳，外壳包含有核燃料棒和紧急关闭装置。该关闭装置占据了本来由燃料棒占据的空间。该装置包括固定到组件外壳的密封壳体。该关闭装置包含有沿着绳索悬吊的细长元件形式的氩和碳化硼。绳索由对温度敏感的保险器悬吊于密封壳体。当温度超出域值时保险器熔化，从而释放碳化硼，碳化硼从堆芯的最高点处落入容舱的底部。由于壳体被固定至组件，因此壳体没有与组件机械地隔离并因此会因施加在栅格间距上的机械载荷(诸如组件平板的成拱和/或压溃)而潜在地变形。于是会妨碍将碳化硼插入到组件的芯部中。
因此，应当提高所公开的插入该组件的可靠性。
此外，出于两个原因不能够检查紧急关闭装置是否正确地运行；首先，因为不能够重新整装保险系统(由于这种类型的系统仅能够进行一次操作)，其次，因为紧急关闭装置被固定到组件并且不可能考虑在装载燃料组件上实行温度触发测试。
此外，由于壳体被固定到装载燃料组件，因此不可能将吸收装置的寿合和装载然料组件的寿命分离开。此外，在燃料组件生产线中以及在解体操作期间难以操控吸收材料。
文献FR 2251079公开了一种用于核反应堆的安全装置，该安全装置具有圆柱链节形式的吸收元件。然而，链节的圆柱形对插入可靠性、温度因素、中子效率而言都不是最佳的。
文献FR 2683667公开了一种核燃料装置，该核燃料装置具有集成的被动安装装置。被动安全装置包括铸成可熔基质的球体形式的吸收元件。首先，成叠的球体会因成拱效应而引起机械阻塞，这会降低释放和插入可靠性。其次，裂变束中的球体的分布不受控制，特别是在辐射的末尾当裂变束因在辐射下辐射蠕变和胀大而可能显著变形时。还存在有燃料棒束被球体部分或全部阻塞的风险，并且还存在有位于裂变束的上游和下游的栅格会被阻塞的风险，这违反了设计成防止特别不可能发生的意外事故的附加安全装置的基本设计规则(即，一定不能降低由标准设计制定的防止等级)。然而，尽管燃料组件的瞬时总阻塞(BTI)是在SFR中被认为是燃料熔化引发因素的情况中的一种，但在标准堆芯设计的情况下瞬时总阻塞(BTI)被归类到残留风险的范围内。
文献US 5,051,229公开了一种温度敏感触发装置，该装置使得能够将中子吸收剂插入到反应堆中；该装置被布置在燃料组件中。该系统的与温度骤增有关的反应性和精确度是非常有限的。此外，该装置在正常运行期间对堆芯的中子性能具有严重影响。如果关闭系统要对正常运行期间的堆芯的中子性能具有最小影响，每个组件的中子功能元件(吸收剂和燃料)的体积比必须最大化，以便最小化堆芯中的燃料体积比的损失。对专用于控制系统的组件而言，该典型器件最大化了每个组件中的吸收剂的体积以最小化堆芯中的位置的数量。对试图最优化触发反应性的混合组件设计而言，与功率组件相比会导致最小化燃料体积比的减小。文献US5,051,229两者都不能实现，因为与标准燃料组件可能提供的相比，其提供了明显较低的最大燃料体积比(五个燃料容舱与一个吸收剂容舱的组合)，并且与控制杆可能提供的相比，其提供了明显较低的最大吸收剂体积比(五个吸收剂容舱与一个燃料容舱的组合)。
发明内容
因此，本发明的一个目的是提供一种包括紧急关闭系统的核组件，该紧急关闭系统具有被动触发方式(即，不具有与容器头插塞的机械连接)、具有高精度以及良好的触发可靠性以及良好的插入可靠性，可以按照需要对正确操作进行多次测试。
上述目的通过一种核组件实现，该核组件包括外壳，外壳内部定位有核燃料棒，并且紧急关闭系统布置在外壳中而占据一些用于核燃料棒的空间，紧急关闭系统包括沿着外壳的中心线延伸的容舱，所述容舱被可移除地插入到套筒中，套筒在燃料棒中限定容纳部并且待被插入的组件悬吊在该容纳部中，待被插入的组件可以是中子吸收剂和/或缓和剂。
核组件包括可以从核组件机械地拆除的紧急关闭系统，于是该系统可以被放置就位并且可以从核组件外壳移除以检查其正确操作性，并且该系统可以被修理、重新整装或在负反应性过度减小的情况下更换待被插入的组件。
由于几乎所有的在外壳中循环的冷却剂液流都流经该装置并且实际上等同于在标准燃料组件中的液流，因此插入的精度和触发可靠性被最优化。与专用于吸收剂的组件的情况相比，插入被更快速和更精确地触发，因为专用燃料组件或混合组件的功率和冷却剂供给流量显著高于专用吸收组件的功率和冷却剂供给流量。
待被插入的组件的释放可以通过任何表示核组件的事故状态的物理特性来触发。
根据所遭遇的事故工况的类型，即反应堆冷却剂流量损失和反应性瞬变，流量或中子通量可以用作进行触发的物理现象。
优选地，温度被用作进行触发的物理现象。关闭系统触发装置可以为磁性式，并且待被插入的组件在居里温度达到时被释放。优选地，触发装置可以通过不均匀膨胀现象启动，冷却剂温度升高导致待被插入的组件的释放，释放装置直接位于冷却剂液流中。
同样有利地，紧急关闭装置包括如果冷却剂温度没有超过给定阈值则通过防止待被插入的组件被释放来防止待被插入的组件意外落下的器件。
非常有利地，待被插入的组件由若干安装在缆线上并形成串列的大致球形的元件形成，从而降低了元件不被插入的风险。
于是，本发明的主题为一种用于核反应堆的装载组件，该装载组件包括：具有纵向轴线的外壳，所述外壳将大致沿着竖直轴线定向；裂变区域，所述裂变区域位于所述外壳的底部部分中；自由容积，所述自由容积位于所述外壳的顶部部分中；所述裂变区域中的自由空间，所述自由空间从所述裂变区域的沿着所述纵向轴线位于顶部部分一侧的端部开始，沿着所述纵向轴线(X1)的延伸范围覆盖所述裂变区域的至少一部分；界定所述自由空间的套筒；以及触发和插入系统，所述触发和插入系统包括：具有纵向轴线的容舱、悬吊在所述容舱中的待被插入的组件、以及在所述装载组件处于事故状态时能够将所述待被插入的组件释放的触发和插入装置，所述容舱被部分地插入到所述套筒中，所述触发和插入系统被可移除地安装在所述装载组件中，并且所述容舱包括夹持头，所述触发和插入系统通过所述夹持头悬吊于所述套筒上方。
所述触发和插入装置优选地位于所述外壳的顶部区域的顶部部分中。
优选地，所述自由空间位于所述裂变区域的中央部分中，使得所述触发和插入系统的纵向轴线与所述装载组件的轴线同轴。
所述待被插入的组件可以为中子吸收剂式和/或缓和剂式。
所述待被插入的组件的纵向尺寸例如可以选择成等于所述容舱的总纵向尺寸的一半。
优选地，所述容舱包括在所述待被插入的组件的行程的末尾对所述待被插入的组件下落进行缓冲的器件。
根据另一特征，所述容舱在布置在所述套筒中的端部部分处包括冷却剂供给孔口。
所述装载组件可以包括用于将所述触发和插入系统设置到所述装载组件的裂变区域中的引导器件，所述引导器件布置在所述套筒的与所述装载组件的自由容积位于相同侧的端部处。
所述外壳优选地具有六边形的横截面，并且所述套筒优选地具有六边形的外部横截面以及六边形或圆形的内部横截面，并且所述容舱具有圆形的外部横截面。
有利地，所述待被插入的组件包括多个安装成彼此铰接的元件，端部元件中的一个形成了与保持所述触发和插入装置的器件进行配合的附接头部。元件有利地被穿装在缆线上。例如，所述缆线由编织的金属纤维或编织的陶瓷纤维制成。
特别有利地，每个元件的形状均呈球形。
装载组件可以包括至少一对元件之间的减震器件。
例如，所述元件由数种吸收材料形成。所述吸收元件可以包括至少一些作为第一吸收元件的元件以及作为第二吸收元件的第二元件。
根据一个有利特征，所述元件是中空的或包括中央芯部和外周包壳，所述中央芯部和外周包壳由两种不同材料组成。
所述触发和插入系统对温度变化敏感。更有利地，所述触发和插入系统为不均匀膨胀式。
例如，所述触发和插入系统包括包括锁定器件，所述锁定器件防止所述待被插入的组件在比反应堆运行温度低的温度下被插入。
所述装载组件优选地包括通过超声波遥测来检测所述待被插入的组件的插入的器件。例如，所述触发和插入装置包括由所述容舱形成的纵向固定部分和纵向可动部分，所述容舱包括将所述待被插入的组件保持在悬吊于所述裂变区域上方的适当位置中的器件，所述待被插入的组件在所述可动部分的作用下可能被释放，所述可动部分包括锁定器件、使所述待被插入的组件保持在悬吊位置的器件和使所述待被插入的组件从所述保持器件释放的器件，所述锁定器件由至少一个称作止挡表面的第一表面形成，并且释放所述待被插入的组件的器件由至少一个称作释放表面的第二表面形成，以及使所述止挡表面和释放表面沿着所述纵向轴线移位的器件，所述移位器件由壳层形成，所述壳层能够在冷却剂温度升高的作用下相对于所述容舱不均匀地纵向膨胀，所述止挡表面和所述释放表面被布置成：当冷却剂温度升高时，使得所述止挡表面轴向地远离所述保持器件并且所述释放表面轴向地靠近所述保持器件；当冷却剂在正常的反应堆运行温度下时所述止挡表面远离所述保持器件，使得所述保持器件不被解锁；并且当冷却剂的温度超过阈值温度时，所述释放表面在所述保持器件上施加推力，使得所述待被插入的组件被释放。
检测器件包括至少一个布置在所述容舱的头部上方的超声波传感器以及以面对所述传感器的方式安装在所述容舱的头部上的反射物，所述反射物的纵向位置由所述待被插入的组件是否由所述保持器件保持在适当位置所控制，所述反射物通过细长元件连接到所述待被插入的组件，所述细长元件安装成在可穿过所述容舱头部的纵向铰孔中自由滑动并且通过抵靠所述待被插入的组件来将所述反射物保持在非插入状态。
所述装载组件可以包括弹性器件，所述弹性器件在存在有所述待被插入的组件时被压缩，并且所述弹性器件在所述待被插入的组件不存在时扩张并且在所述细长元件上施加张力以便移动所述反射物。
在所述壳层与所述容舱之间优选地设置有径向间隙以便在所述壳层与所述容舱之间限定冷却剂循环通道，所述壳层包括用于冷却剂在所述通道中循环的孔口。
例如，所述保持器件包括至少两个销，并且优选地包括三个销，所述销绕所述纵向轴线分布并且安装成可旋转地铰接在所述容舱上，以便运动到靠近所述纵向轴线的位置以将所述待被插入的组件保持在所述销之间，以及运动到所述待被插入的组件被释放的、距所述纵向轴线一定距离的位置。
所述止挡表面例如可以为布置在所述销的径向外侧以便防止所述销远离所述纵向轴线的表面，并且所述释放表面为垂直于所述纵向轴线的表面，并且所述销包括凸轮表面，所述释放表面与所述凸轮表面进行配合以使所述销以远离所述纵向轴线的方式枢转。
例如，所述壳层由奥氏体钢制成并且所述容舱由钨基合金制成，或所述壳层由加工硬化的Z10 CNDT 15.15B钢制成并且所述容舱由W-5Re制成。
有利地，所述装载组件用于液态金属冷却式快反应堆，优选地用于钠冷却的快反应堆，其中，所述中子吸收剂的材料选自具有富集度可变的10B的B4C、金属铪、例如HfB2和TiB2的耐火硼化物类型的材料、六硼化铕EuB6或Eu2O3。所述装载组件用于水冷却式热中子核反应堆，用于所述中子吸收剂的材料选自铪、Dy11B6、GD11B6、Sm11B6和Er11B4、天然HfB2和天然TiB2。
本发明的另一主题为一种核反应堆，所述核反应堆包括核燃料组件和根据本发明的装载组件。
附图说明
在阅读下面的描述以及附图之后将更好地理解本发明，在附图中：
图1为根据本发明的装载组件的示例性实施例的全貌图，其中装载组件包括触发和插入系统，成组的吸收元件被悬吊；
图2为图1中的组件的视图，其中成组的吸收元件被插入；
图3为图2中的组件在裂变区域中并且剖切吸收元件的截面图；
图4为能够在根据本发明的装载组件中使用的、例如在操控温度下的触发和插入系统的特别有利的实施例的正视图；
图5A为图4中的触发和插入装置在操控温度下的纵向截面图；
图5B为图4中的触发和插入装置在运行温度下的纵向截面图；
图5C为图4中的触发和插入装置在触发温度下即将把吸收剂插入到芯部中之前的纵向截面图；
图5D为图4中的触发和插入装置在触发温度下在将吸收剂插入到芯部中期间的纵向截面图；
图6为图4中的系统的顶视图；
图7为沿着图5C中示出的平面A-A剖切的图4中的系统的横截面视图。
在下面的描述中，术语“上部”和“下部”用于表示元件中的位于视图的顶部和底部处的部分，这与元件在反应堆中的布置相对应。术语“上游”和“下游”指的是冷却剂在组件中的循环方向，即，从下部部分朝向上部部分。
具体实施方式
在整个说明书中，“装载组件”是指根据本发明的既包括核燃料又包括吸收元件的组件，而“标准组件”是指仅包括核燃料的组件。
此外，“正常运行”是指反应堆在正常状态下运行，而“事故工况”是指反应堆需要插入吸收剂以使反应减缓或甚至中止的状态。例如，事故工况会导致反应堆温度不断升高，这会使冷却剂温度上升并超出给定的温度阈值。
此外，在下面的描述中，待被插入的组件被描述为是一组由中子吸收材料制成的元件，然而，本发明也可使用一组吸收和/或缓解元件作为插入件。
通常，核反应堆包括有腔室，在腔室内部有布置成彼此相邻的多个核燃料组件。所述多个组件形成了反应堆堆芯。冷却剂在组件中并且在组件之间循环以吸取由核燃料产生的热量，由此形成初级系统。组件包含有核燃料(例如分布在燃料棒中)。组件包含有核燃料的部分称作裂变区域。
在图1和图2中示出的根据本发明的装载组件A包括具有纵向轴线X1的外壳40，该外壳40呈具有六边形横截面的筒形。通常，对SFR而言，该装载组件具有六边形的外部横截面。对其它类型的反应堆而言，该装载组件可以具有其它类型的外部横截面(举例来说诸如圆形或矩形横截面)。
根据本发明的装载组件替换了标准核燃料组件。反应堆可以包括若干个根据本发明的装载组件。
外壳40包括称作裂变区域的中央部分42，核燃料棒41安装在该中央部分42内部。外壳40包括称作组件支脚44的下部部分以将装载组件保持在反应堆中，组件支脚44设计成安装在称作端梁的支撑体中。外壳40还包括敞开的上部部分48。
组件支脚还包括冷却剂供给孔口46，冷却剂经由孔口46被供给从而使得冷却剂能够穿过装载组件。
装载组件A将冷却剂从底部运送到顶部(如由箭头F所示的)。利用泵进行循环，冷却剂吸取由燃料棒产生的热量。冷却剂还在装载组件的外部、在标准组件和装载组件之间(在所谓的组件之间的区域中)进行循环。
装载组件还包括具有纵向轴线的容纳部52，容纳部52的延伸范围覆盖燃料棒41的整个高度。该容纳部52由套筒54限定，套筒54的外部横截面类似于外壳的横截面。套筒54将随后进行描述的触发和插入系统SI保持在燃料棒束中并且使燃料棒束的结构一致。因而，在SFR的情况下，套筒54具有与外壳一样的六边形外部横截面。在图4中示出的示例中，套筒54的内部横截面为圆形。替代性地，套筒54的内部横截面可以为六边形。
在示出的示例中并且如随后会了解到，有利的是，容纳部52的轴线与装载组件的轴线重合。例如，套筒54可以取代两圈燃料棒。
套筒54的下端部包括一个或数个冷却剂供给孔口。
根据本发明的装载组件还包括中子吸收剂触发和插入系统SI，该系统SI形成意外工况下的紧急关闭装置。触发和插入系统包括触发和插入装置DI和吸收剂组件2，所述成组的吸收剂在正常运行期间由触发和插入装置DI保持悬吊并且在意外运行期间被释放。
触发和插入系统SI可移除地安装在套筒54中。在触发和插入系统SI与装载组件之间没有设置固定器件。
如在图4中可以看到的，触发和插入系统SI包括由管状体形成的容舱10，容舱10具有纵向轴线X并且在示出的示例中具有圆形横截面。如以上在给出的示例中所提到的，套筒54的内部横截面为圆形并且容舱10的内部横截面也为圆形。
容舱10包括上部区域ZI，吸收剂组件2位于上部区域ZI中，如在图1中可以看到的，收剂组件2在触发和插入系统被安装在装载组件中时相对燃料棒悬吊于触发和插入装置DI上。容舱10还包括安装在套筒54中的下部区域ZII，因此下部区域ZII位于燃料棒范围内的裂变区域中。当吸收剂组件已被释放时下部区域ZII容纳该吸收剂组件2(图2)。容舱10的下部区域ZII的直径略小于套筒54的内部直径，以便下部区域ZII能够被插入。
套筒54除了限定出容舱10的容纳部之外，套筒54还改善了触发和插入系统SI与装载组件之间的机械隔离，因为套筒54的刚性结构保护了触发和插入系统SI不受燃料棒在辐射下胀大的影响。因而套筒54通常有助于与阵列间距的机械隔离。
容舱10还包括夹持头13，该夹持头13将用于操控容舱10，更一般地用于操控触发和插入系统SI。在图4中，夹持头13包括通过外部操控装置(未示出)来夹持触发和插入系统的器件。容舱10的头部被保持在装载组件中。
冷却剂(例如液态钠)在装载组件中沿着纵向轴线X从底部到顶部循环。
容舱10的下部部分设置有用于为容舱10充注冷却剂的供给孔口，下部供给孔口设置有具有非常高的压力损失的多孔通路。这因而使得不论管上输出孔口的尺寸如何，都能够以不产生任何显著流动的方式进行充注。优选地，组件2具有较小的质量，但钠具有较大的粘性，因此容舱中的冷却剂流速应当尽可能小，以便不会减慢中子吸收材料落下并由此增加落下时间。
在示出的示例中并且有利地，在套筒54的顶部设置有环形部分61，以便在安装过程中使触发和插入系统对中；该环形部分61还执行将从套筒流出的液流与从成束的燃料棒流出的液流混合的次要的热液力功能，即，该环形部分61提供了对保持围绕膨胀壳层的冷却剂的均匀温度来说很重要的混合。容舱10的头部被悬吊，并且容舱在其下端部处或在壳层处不受支撑。图3示出了图1中的组件在裂变区域处并且剖切吸收剂组件2的截面图。可以看到燃料棒41、套筒54、容舱10和吸收剂组件2的吸收元件4的相对布局。
触发和插入装置DI用于在运行事故的情况下将中子吸收剂插入。根据状态的类型，该运行事故可以例如通过冷却剂流量的变化或中子通量的变化来检测。有利地，运行事故可以通过装载组件内冷却剂温度升高超出给定阈值来检测，从而检测到主事故工况，即，反应堆冷却剂流量丧失、次级系统所形成的散热器的失效以及反应性瞬变。这三种事故工况会导致冷却剂温度升高，而例如使用流量变化仅能够检测到单独一种的事故状态。
在图2中并且详细地在图4、图5A至图5D以及图6中示出了用于根据本发明的装载组件的具有不均匀膨胀的触发和插入装置的特别有利的示例性实施例。
触发和插入装置DI被设计成在正常运行期间将吸收剂组件2保持在裂变区域上方，并且在事故工况下将吸收剂组件2释放。
在示出的示例中并且非常有利地，吸收剂组件2包括多个由中子吸收材料制成的球形或近似球形的元件4，所述多个元件4穿装在缆线6(以虚线示出)上从而形成串列。该组吸收元件在说明书的剩余部分中进行了详细描述。
上端部元件2.1与其它元件的不同之处在于，它被设计成与触发和插入装置进行配合。形成附接头部的端部元件2.1呈锥形并且由朝向球形元件定向的大基部和侧表面形成。
元件4的形状决不是限制性的，使用诸如回转圆柱的细长元件也是适合的。然而，就元件的插入可靠性而言球形比圆柱形更为适宜。
串列形式的铰接结构也决不是限制性的，并且例如由一个或若干个由吸收材料组成的棒(与控制棒相同)形成的结构是适合的。然而，采用这种结构时吸收剂组件的插入可靠性不及串列状铰接元件好。
冷却剂(例如液态钠)在装载组件中沿着纵向轴线X从底部到顶部循环。
触发和插入装置DI布置成围绕容舱的顶部区域ZI。装置DI包括保持吸收剂组件2的器件11、锁定保持器件11的器件和在异常状态下释放吸收剂组件2的被动启动器件。
触发和插入装置DI的形状呈具有纵向轴线X的回转体。
触发和插入装置DI包括其下部部分中的壳层19和其上部部分中的控制头部18，壳层19通过其上游端部(考虑冷却剂从底部到顶部循环的方向)固定到容舱10上，控制头部18从壳层19延伸出并且轴向固定到该壳层。
控制头部18安装成可围绕容舱10自由滑动。在容舱的外径与控制头部18的内径之间设置有径向间隙。
保持器件11还包括销20，销20安装成铰接在容舱10的本体的上部部分上。
控制头部18和销20有利地位于容舱10的上部部分，由此位于中子通量极小的远离裂变芯部的区域中。
优选地，存在有三个销20，所述三个销20布置成彼此相隔大约120°以便为吸收剂组件提供均匀的支撑。然而，可以仅提供两个销或提供三个或更多的销。在保持位置，销20朝向纵向轴线X倾斜。
每个销20具有第一纵向端部20.1和第二纵向端部20.2，第一纵向端部20.1绕垂直于纵向轴线X的轴线Y可旋转地铰接在容舱10的本体上，第二纵向端部20.2形成了与附接头部2.1接触的支撑表面。容舱10包括纵向槽，销20被安装在所述纵向槽中，使得销20的第二端部20.2位于容舱10内部。
有利地，每个销的第二端部20.2包括的凹口22，所述凹口22由在图5C中可特别清楚地观察到的两个表面22.1、22.2限定。如在图5A至图5C中能够特别清楚地观察到的，一个表面22.1将抵靠附接头部2.1的大基部而另一表面22.2将抵靠侧表面。
控制头部18支撑用于将销20锁定在吸收剂组件2的保持位置中(即锁定在朝向纵向轴线X倾斜的位置中)的器件。
锁定器件包括止挡部24，止挡部24布置在销20的径向外侧以防止销离开其保持位置。在示出的示例中，每个销20包括其边缘上的凸部20.3，凸部20.3面对其止挡表面24。有利地，在凸部和止挡表面24之间设置有径向间隙，以便防止摩擦和卡滞风险。
在示出的示例中，止挡表面24通过形成在控制头部18内部的具有轴线X的单个环形表面实现。在示出的示例中，该表面在容舱10上的销旋转轴线的下游。
此外，控制头部18支撑在异常状态下启动吸收剂组件2的释放的被动式器件。被动式启动器件由沿着横向平面定向(例如垂直于纵向轴线)的推力表面26形成，推力表面26将抵靠销20以在销20上施加推力，并且使销20绕其旋转轴线枢转。
推力表面26将与销20的位于销20的旋转轴线径向向内位置处的凸轮表面28接触。
在示出的示例中，推力表面26位于容舱10上的销20的旋转轴线的上游。
在示出的示例中，控制头部18包括围绕其内周的空腔30，销20装配在空腔30内部。
容舱10的管状体的外表面包括对三个对销20的旋转铰链进行支撑的径向凸出凸缘32。
被动式启动器件由壳层19和控制头部18形成。壳层19和控制头部18由具有高膨胀系数的材料制成，所述膨胀系数高于并且优选地远高于制成容舱10的材料的膨胀系数。
如在图4至图5D中可以看到的，壳层19的内径被选择成在壳层与容舱10的外表面之间形成通道以允许冷却剂流动。在壳层19中并且在上游部分和下游部分中形成有开口36，以便供给和排出冷却剂。
例如，壳层与容舱之间的径向距离约为一厘米至几厘米，这确保了很大一部分的冷却剂流在壳层19的外表面与容舱10的内表面之间循环。于是触发和插入系统的温度接近于冷却剂的温度，从而该系统能够以高精度触发。
非常有利地，将壳层19的轴向尺寸选择成非常大，并由此具有非常大的冷却剂热交换区域，使得可能发生的局部温度不均匀性能够得以控制，并因而能够提高触发可靠性。
在容舱的下部区域ZII中提供有在行程的末尾阻止中子吸收材料落下的器件。例如，这种阻止通过在容舱的底部处减小吸收剂组件与容舱之间的径向间隙而获得。
现在将描述根据一个优选的但非限制性的示例性实施例的触发和插入装置DI的运行。
根据施加于触发和插入装置上的温度，根据本发明的触发和插入装置的运行在四个主要状态之间具有差异：
-(系统SI在装载组件中的)安装状态：在例如20℃的环境温度下，称作“安装温度”；
-(装配有系统SI的装载组件在反应堆堆芯中的)操控状态：在大约180℃至250℃的温下度，称作“操控温度”；
-运行状态：当装载组件处于运行中的堆芯中时，在大约550℃的运行温度下；
-触发状态：例如在本发明中为大约660℃的阈值温度下，在该温度下所需要的是应当将吸收材料插入到裂变芯部中。
安装状态没有被示出但安装状态非常类似于图5A中示出的状态。在安装状态下，触发和插入系统的各元件不会由于热膨胀而产生变形。销20支撑着吸收剂组件2。止挡表面24面对销20的凸部20.3并且推力表面26距凸轮表面28一定距离。因此销20被锁定并且吸收剂组件2不能够被释放。触发和插入系统能够被完全安全地操控而不具有任何非预期地插入到燃料棒束中的风险。
在操控状态下，触发和插入系统被放入到装载组件(装载组件被布置在反应堆中)中的适当位置中。由于反应堆中的温度以及容舱10的材料与壳层19和控制头部18的材料的膨胀系数差异，在容舱10与由壳层19和控制头部18组成的组件之间会产生不均匀膨胀。因此，在容舱10与由壳层19和控制头部18组成的组件之间存在不均匀变形，并且由控制头部18支撑的止挡表面24和推力表面26相对于销20产生相对移位。
因而，在图5A中示出的操控状态下，触发和插入系统的元件已经开始略微膨胀。该变形主要沿着纵向轴线发生。
然而，尽管安装状态与操控状态之间的不均匀膨胀使得止挡表面24已经相对于销20运动，但止挡表面24仍然部分地面对销20的凸部并且仍然将销锁定在吸收剂组件2的保持位置。因此销20支撑着吸收剂组件2。吸收剂组件不能够被释放。因此，触发和插入系统能够被完全安全地操控而不具有任何非预期地插入到燃料棒束中的风险。
在图5B中示出了运行状态。触发和插入系统的不同元件被浸没在运行温度下的冷却剂中。壳层19通过形成在壳层19与容舱10之间的通道而被冷却剂围绕并因此对装载组件的运行状态是敏感的。
操控状态与运行状态之间冷却剂温度的升高意味着触发和插入系统的元件的变形因热膨胀而继续增大。在运行状态的温度下，壳层19与容舱10之间的不均匀膨胀使得止挡表面24不再面对销20的凸部，因此销20被释放。推力表面26刚刚与凸轮表面28接触，因此销20在吸收剂组件2的保持位置中朝向纵向轴线倾斜。
在运行温度与触发温度之间，随着冷却剂温度升高而元件继续膨胀。推力表面26在销20的凸轮表面28上施加纵向向上推力，这导致销20向外翻转。销20绕其轴线Y的旋转导致吸收剂组件2向上轴向移位。由于触发和插入装置的这种操作性运动(例如在吸收剂组件2的附接部分与容舱10的本体之间)，因杂质的氧化和凝结而在运动部分与固定部分之间形成的任何连接都同时失效。
温度阈值达到时的触发状态(即吸收剂组件2被释放的状态)在图5C(即将释放)和图5D(插入期间)中被示出。在图5C中，销20处于最后的旋转阶段并且吸收剂组件2实际上被释放。在图5D中，销已经完成翻转，吸收剂组件2被释放并且朝向裂变芯部落下。
吸收元件的插入抑制了中子链式反应，以便防止堆芯在短期内熔化。
适用于保持堆芯支撑结构的完整性的抑制温度在足够长的时段内得到保证以便采取纠正措施。
如上所述，触发和插入装置的壳层19和控制头部18由具有高膨胀系数的材料(例如钢)制成，更具体地，由与用于燃料棒包壳相同的奥氏体钢(例如硬化的Z10 CNDT 15.15B (15/15 Ti)钢)制成。由膨胀系数显著低于用于壳层19和控制头部18的材料的膨胀系数的材料制成的容舱10可以选用钨基合金(例如W-5Re合金，即具有5％的铼的钨合金)。诸如W-ODS的合金也可以考虑。除了较低的膨胀系数之外，钨还具有的优点是由于其耐火性而在所考虑温度的辐射下仅发生非常微小的胀大。有利地，W-5Re合金在所考虑的设计规则下还具有可接受的延展性。替代性地，容舱可以选用ZI0 CNDT15.15 B合金而壳层可以选用W-5Re合金(显然如果触发装置相应地进行了调整)。
在示出的示例中，止挡表面24形成了径向表面并且推力表面26形成了垂直于纵向轴线的表面。但这种构型决不是限制性的。
优选地设置有检测触发和插入装置的状态的器件，以便检测是否发生了吸收剂组件2的意外插入。第一技术方案可以包括对引入到芯部中的负反应性进行检测，所述检测可直接通过中子检测器进行，或间接地通过“芯部温度处理”(core temperature treatment，TRTC)进行，所述“芯部温度处理”包括使用位于组件顶部的热电偶来测量冷却剂出口温度。如果吸收材料落下，则装载组件的功率下降并且来自支撑组件的冷却剂的出口温度下降。因此，如果检测到冷却剂温度下降，则检测到负反应性的引入。
另一技术方案包括对成组的吸收元件的状态(是否被悬吊)进行检测。
运用该技术方案的检测装置DT在图5A至图5D中示出。检测装置DT为超声波遥测装置，其被设计成对位于组件头部上方的一个或多个传感器67与反射物之间的距离进行测量，所述反射物相对于传感器(多个传感器)的位置取决于成组的吸收元件2是否被插入。
装置DT包括量杆64，该量杆64安装成：在容舱10的夹持头13中形成的纵向铰孔65中自由滑动。量杆64的长度使得其下端部抵靠成组的吸收元件2的附接头部并且使其上端部从夹持头的上端部伸出。
量杆64的上端部包括反射物66。量杆的下端部仅抵靠吸收剂组件的附接头，因此如果量杆被阻滞的话它不会防止串列的插入，因为量杆和串列没有固定到一起。由于量杆的小截面不足以形成反射物，因此量杆的上端部的形状的截面大于铰孔中的量杆的截面。例如，上端部呈锥形而使锥体面向上方，从而圆锥的基部形成反射物66。当量杆落下时圆锥止挡地接触铰孔的上部。然而，量杆可以有几厘米的落下以便足以进行超声波检测。例如，可以选择13mm的距离。
由穿过夹持头13的量杆支撑的反射物66被布置成尽可能地靠近组件头部(在图5A至图5D中概略地示出)，这增大了超声波立体反射角度并且限制了围绕夹持头的结构上的回波。
传感器67(概略地示出)被布置在组件头部上方。在吸收剂组件2的插入期间反射物的轴向移位使得能够检测和定位该吸收剂组件。例如，传感器被固定在芯部盖插头栅格上。
有利地，设置有压缩安装在量杆的底端与铰孔的底端之间的弹簧68。该弹簧在正常运行期间(即，当吸收剂组件2处于非插入位置、附接头部由销20保持在适当位置时)是压缩的。当吸收剂组件2携带着附接头部落下时，弹簧68扩张，从而使量杆64向下移位。该弹簧66有利地不防止量杆64落下。由于量杆64的质量较小，由于腐蚀现象或例如杂质的出现导致的卡滞会妨碍量杆落下。这种阻塞通过弹簧68扩张时施加的力而被克服，量杆64落下并且装置DT检测到串列2已经落下。由于弹簧距裂变芯部一定距离，由弹簧施加的力不大可能因辐照蠕变而减弱。因此弹簧68提高了遥测装置的检测可靠性。
作为变型，传感器不与反射物竖向对准。固定的反射物被定位在组件头部的内部表面上，以便将超声波束引向反射物66。或者由量杆64支撑的反射物66可以具有带有若干小平面的表面以形成三平面反射镜，例如以便改善波束的方向性。这些变型有利地使得能够针对数个组件使用一个传感器。
现在将简要地描述该检测装置DT的运行。
当在图5A至图5C的情况下吸收剂组件2被悬吊时，量杆64抵靠吸收剂组件2的附接头部，弹簧68被压缩，反射物66被定位在距传感器(多个传感器)一定距离处，该距离与吸收剂组件没有被插入的状态相对应。
当由于阈值温度达到或在意外触发期间吸收剂组件落下时(图5D)，量杆64不再被支撑在附接头部上，在弹簧68的扩张与重力的作用下，量杆64带着反射物66一起在铰孔中向下滑动，反射物66运动到抵靠在夹持头13上的第二位置中。传感器67测量到传感器67与反射物66之间的距离的增大并由此检测到吸收剂组件2的插入。
该检测器是特别可靠的。量杆64具有小的截面，因此其具有弯曲柔性并且在铰孔中形成有大的机械间隙；即使由于轴线的形变和/或铰孔的压溃导致夹持头13变得显著变形，也能够防止所有机械阻塞的风险。
该检测装置确保了任何情况下的落下的吸收元件的检测(以及在堆芯中的定位)，而不会以任何方式减小该串列的触发和插入的可靠性。
该检测装置能够除了使用TRTC和/或裂变室之外又进行使用以便使对插入的负反应性进行检测的器件多样化，或可以代替这些技术。
根据本发明，触发和插入系统SI被添加到装载组件中，于是完全独立于装载组件，并因此能够独立于燃料组件进行控制。
因此能够执行操作测试，例如仅针对容舱10执行吸收剂组件2的外部触发和落下测试(即，在反应堆的外部)。这些操作测试能够在最初结合到装载组件A中之前系统地执行。
如有必要，触发和插入装置可以独立于其它燃料组件元件被检查或被替换，或者如果存在有系统故障的话，触发和插入装置可以独立于其它燃料组件元件被重新整装。这种替换或这种重新整装可以在不废弃整个组件的情况下进行。这种可能性具有独立于燃料组件的寿命来控制插入系统的寿命的优点，如果需要降低生产成本或需要针对后续循环最小化活化废料的数量，这会是有用的。
根据本发明的触发和插入装置DI特别适于可拆卸的触发和插入系统。通过该触发和插入装置，更具体地，由于止挡部24能够确保锁定直至处理温度为止，当进行处理时所有销变为解锁的风险得到避免，并且除非销、附接头部、或缆线被损坏，则成组的吸收元件在将容舱安装到装载组件中期间(例如在震动的情况下)不能够落下。这在将组件结合到堆芯中期间也是有利的(之前所描述的操控状态)。
通过根据本发明的燃料组件结构以及根据本发明的触发和插入系统的结合，燃料比(就体积而言)略微减小，因此堆芯的中子性能也略微降低。中央空间的体积使燃料的体积比在装载燃料组件中减小了大约7％，并且在堆芯中减小了大约0.6％。
此外，装载组件的设计使得能够仅通过最少量的改造而适用于根据现有技术的组件的燃料循环，并因此能够最优化成本。
此外，根据本发明的组件的结构对燃料组件的压力损失具有小的影响，并因此对芯部热液力的最优化具有小的影响。
与根据本发明的触发和插入装置相关联的根据本发明的装载组件优化利用了燃料组件的液流，这保证了最大触发速度和精度。由于壳层在装载组件中的中心位置以及其结构，壳层中的液流非常类似于在标准燃料组件中的液流，并因此壳层的膨胀代表了冷却剂温度并进而代表了组件的状态。
本发明最优化了负反应性的插入的可靠性。由于容舱受具有较大刚度的套筒的保护而不受燃料棒束的影响，并且由于在将容舱插入到套筒中之后将存在有大的径向间隙，因此容舱与燃料棒束的变形机械地隔离。由于燃料棒束具有一些适应六边形管的变形的能力(燃料棒与间隔线之间的存在间隙)，因此燃料棒束存在于套筒与六边形管之间还意味着容舱能够与影响阵列间距的变形机械地隔离。
现在将描述吸收剂组件2的细节，吸收剂组件2的使用进一步最优化了插入可靠性，即将进行描述的成组的吸收剂元件能够被容易地插入到变形的容舱中。吸收剂组件2包括穿装在柔性缆线6上的球形吸收元件4。该组件是非常柔性的，这有助于插入到容舱中。
沿着绳索分布防止了由于成拱效应和/或由于热压结类型的现象(会在固体堆叠的情况下发生)导致的阻塞。
吸收元件2的球形形状具有的优点在于提供了吸收元件插入到容舱中的良好的可靠性，因为球形能够更容易地插入到变形的结构和/或小尺寸的结构中。此外，考虑到与吸收元件自身相关的热和热机械因素，球形提供了最优的冷却条件以最小化芯部温度。例如，芯部与外表面之间的温度梯度比根据现有技术中圆柱形的吸收元件小了三分之一。
由于吸收元件的芯部与外表面之间的温度梯度较低，因此温度应力也是较低。由此降低了破裂的风险。
用于引入负反应性的吸收材料的体积被最佳地利用，球形最小化了每单位体积的中子自屏蔽作用。
球形元件可以是固体并且可以由单一的吸收材料制成。作为变型，球形元件可以由两种不同的材料制成以便最优化其性能。例如，金属芯部可以产生比陶瓷材料(例如B4C)低的中子吸收性能，但金属芯部具有更好的导热性，这能够降低芯部温度并且提高熔化的容许极限，而陶瓷材料可以被用于外周壁。两种材料被选择成使得两种材料之间的不均匀膨胀能够保证球形元件的机械完整性。这种球形元件例如通过由两个陶瓷材料制成的中空的半球围绕金属球而制成。
在另一变化的实施例中，球形元件是中空的。这种结构从热量的角度来看是有利的，因为该结构能够减小吸收材料所经受的最高温度，特别是在意外插入的情况下，该结构还减小了温度导致的元件中的二次应力的大小，因为已经不再存在有芯部与外周之间的任何不均匀膨胀现象。从中子的角度来看，芯部材料由于其自屏蔽作用而显著不及外周材料有效。因此，在中空球体中芯部材料的缺少不是特别重要。
中空球形元件可以通过组装两个中空半球或通过在实心球体中制作铰孔制成。在后一种情况下，可以提供金属插入物以便在铰孔的每侧上减小与串列线缆的机械直径间隙。
线缆6可以由编织的金属纤维或干陶瓷纤维织物制成。
吸收剂组件在其端部中的与销20配合的一个端部处包括上述附接头部。
有利地，吸收剂组件在与装配有附接头部的端部相反的端部处包括至少一个或优选地数个(例如三个)金属元件，以代替由吸收材料制成的元件。首先，金属元件形成了吸收元件的止挡件。其次，由于中子通量会降低吸收元件的性能，因此金属元件为吸收元件形成了相对于裂变芯部的局部中子屏障。例如，在B4C的情况下，元件的导热性在辐射下降低，这导致了元件的芯部温度的升高。B4C元件由于形成中子屏障的金属元件的插入而被局部保护。
最后，在吸收元件材料的密度较低的情况下，金属元件可以形成压载物。压载物的出现能够减少吸收剂组件的落下时间并且降低阻塞的风险。此外，这些金属元件可以吸收容舱底部的震动，这在具有低抗震性的B4C的情况下是特别实用的。
有利地，可以在吸收元件之间插入机械减震器件。例如，可以使用贝氏垫圈(Belleville washer)。不必在每对元件之间都设置这些器件。
缆线长于成堆球体的高度从而产生了串列的柔性，机械间隙的尺寸根据部件在辐射下的变形(例如膨胀、胀大、蠕变)来设定。
此外，在缆线与贯穿球体的铰孔之间设置有径向间隙。
在存在有例如B4C的吸收材料由于在反应堆中不均匀变形(膨胀和辐射胀大)而破碎的风险的情况下，吸收元件可以设置有护套以形成金属包壳，吸收材料被置于该金属包壳内部。
吸收元件可以由任何中子吸收材料制成。例如，吸收元件可以是不同程度地富集10B的碳化硼(B4C)。
可以使用铪基材料。铪基材料具有高密度从而能够减少落下时间，铪基材料在辐射下不释放气体并因此不引起气胀，并且铪基材料的负反应性性能在辐射下并不显著降低。因此中子效率和可检测性水平是稳定的。可以使用金属铪，金属铪具有比B4C低很多的每单位体积中子效率，但金属铪具有的优点是具有比B4C高得多的导热性并且在辐射下是稳定的。可以使用氢化铪，氢化铪在非辐射条件下具有高导热性并且与金属铪一样在辐射下是稳定的。
也可以使用耐火硼化物类型的吸收材料，例如HfB2和TiB2，其具有大约3300℃的熔化温度。也可以使用六硼化铕EuB6。也可以使用Eu2O3。这些材料不会在辐射下产生气态产物。这些材料还具有高吸收能力。
作为变型，可以根据吸收元件沿着串列的位置而考虑由不同的吸收材料制成的吸收元件。例如，可以将铪基元件定位在串列的底部并且可以将B4C基元件定位在串列的顶部。这种分布将通过B4C元件提供必要的负反应性的基本部分，而在非插入状态时串列的底部处的铪元件为位于串列的顶部处的B4C元件形成中子屏障；同时，铪基元件和B4C基元件在插入的开始时为负反应性提供了重要补充，并且在插入的末尾有助于总的附加负反应性。此外，由于铪元件的导热性在悬吊位置中在辐射下不会降低，因此铪元件在插入状态下不会引入任何熔化风险。
铪也可以在一般的堆芯熔化的情况下用作缓和剂。
在压水反应堆的情况下，用于吸收元件的材料例如可以是铪、Dy11B6、GD11B6、Sm11B6Er11B4、天然HfB2和天然TiB2。
冷却剂可以由例如钠的任何适当的液态金属组成。铅和铅-铋是可以在快反应堆中使用的其它液态金属。钠将被优先使用因为钠提供了良好的热传导。此外，在含硼吸收剂的情况下，液态金属介质避免了因源于10B的氦导致的腔室(燃料棒、容舱或其它)的高压的潜在问题。最后，金属介质的高粘度还使得能够在落下距离的末端处进行显著的逐渐减速，从而有力地限制了吸收陶瓷破碎的风险。
作为示例性示例，将给出根据本发明的设定吸收剂组件的尺寸的示例。
成组的球形吸收元件的高度可以为800mm。吸收元件的尺寸和质量取决于制成吸收元件的材料：
-在10B富集至48％的B4C的情况下，直径为35mm并且质量为1.8kg，
-在10B富集至71％的HfB2的情况下，直径为35mm并且质量为10.8kg，
-在铪的情况下，直径为67mm并且质量为46.9kg，
-在Eu2O3的情况下，直径为52mm并且质量为17.6kg。
将基于35mm直径的球形吸收元件的触发和插入系统结合在装载组件中对应于去除两圈燃料棒，这对于装载燃料组件中的燃料的体积比具有7％的影响并且在堆芯中具有0.6％的影响。
关于系统的运行，假设壳层由ZI0 CNDT 15.15 B制成并且容舱由W-5Re制成，触发温度等于660℃，并且壳层高度为大约800 mm作为选定的部件尺寸，壳层相对于容舱的不均匀轴向移位可以计算如下：
-在环境温度与运行温度之间：5.65 mm，
-在运行温度与触发温度之间：1.44 mm。
在运行温度与触发温度之间，由于销2的移位导致的附接头部的移位可以计算出：销的线性移位为5.4mm，并且角移位为7.2°。
在运行温度与触发温度之间，吸收剂组件2的附接头部的轴向移位于是为3.5mm。
根据本发明的装载组件以及串列的形式的成组的球形元件的吸收元件特别适合于在钠冷却式快中子反应堆(sodium-cooled fast neutron reactors)中使用。它们还能够适用于其它类型的核反应堆，例如通过其它液态金属(诸如铅或铅-铋)冷却的快反应堆、气冷快速反应堆、压水或沸水反应堆。

Claims (34)

1.一种用于核反应堆的装载组件，包括：具有纵向轴线(X1)的外壳(40)，所述外壳(40)将大致沿着竖直轴线定向；裂变区域，所述裂变区域位于所述外壳(40)的底部部分中；自由容积，所述自由容积位于所述外壳(40)的顶部部分中；所述裂变区域中的自由空间(52)，所述自由空间(52)从所述裂变区域的沿着所述纵向轴线(X1)位于顶部部分一侧的端部开始，沿着所述纵向轴线(X1)的延伸范围覆盖所述裂变区域的至少一部分；界定所述自由空间(52)的套筒(54)；以及触发和插入系统(SI)，所述触发和插入系统包括：具有纵向轴线(X)的容舱(10)、悬吊在所述容舱中的待被插入的组件(2)、以及在所述装载组件处于事故状态时能够将所述待被插入的组件释放的触发和插入装置(DI)，所述容舱(10)被部分地插入到所述套筒(54)中，所述触发和插入系统被可移除地安装在所述装载组件中，并且所述容舱包括夹持头，所述触发和插入系统(SI)通过所述夹持头悬吊于所述套筒(54)上方。
2.根据权利要求1所述的装载组件，其中，所述触发和插入装置位于所述外壳的顶部区域的顶部部分中。
3.根据权利要求1或2所述的装载组件，其中，所述自由空间(52)位于所述裂变区域的中央部分中，使得所述触发和插入系统的纵向轴线(X)与所述装载组件的纵向轴线(X1)同轴。
4.根据权利要求1或2所述的装载组件，其中，所述待被插入的组件为中子吸收剂式和/或缓和剂式。
5.根据权利要求1或2所述的装载组件，其中，所述待被插入的组件(2)的纵向尺寸不超过所述容舱(10)的总纵向尺寸的一半。
6.根据权利要求1或2所述的装载组件，其中，所述容舱包括在所述待被插入的组件的行程的末尾对所述待被插入的组件下落进行缓冲的器件。
7.根据权利要求1或2所述的装载组件，其中，所述容舱(10)在布置在所述套筒中的端部部分处包括冷却剂供给孔口。
8.根据权利要求1或2所述的装载组件，包括用于将所述触发和插入系统(SI)设置到所述装载组件的裂变区域中的引导器件，所述引导器件布置在所述套筒的与所述装载组件的自由容积位于相同侧的端部处。
9.根据权利要求1或2所述的装载组件，其中，所述外壳具有六边形的横截面，并且其中，所述套筒(54)具有六边形的外部横截面以及六边形或圆形的内部横截面，并且其中，所述容舱(10)具有圆形的外部横截面。
10.根据权利要求1或2所述的装载组件，其中，所述待被插入的组件(2)包括多个安装成彼此铰接的元件(4)，端部元件中的一个形成了与所述触发和插入装置(DI)的保持器件(11)进行配合的附接头部(2.1)。
11.根据权利要求10所述的装载组件，其中，所述元件(4)被穿装在缆线(6)上。
12.根据权利要求11所述的装载组件，其中，所述缆线由编织的金属纤维或编织的陶瓷纤维制成。
13.根据权利要求10所述的装载组件，其中，每个元件(4)的形状均呈球形。
14.根据权利要求10所述的装载组件，包括至少一对元件之间的减震器件。
15.根据权利要求10所述的装载组件，其中，所述元件(4)由数种吸收材料形成。
16.根据权利要求10所述的装载组件，其中，所述元件(4)包括至少一些作为第一吸收元件的元件以及作为第二吸收元件的第二元件。
17.根据权利要求10所述的装载组件，其中，所述元件是中空的或包括中央芯部和外周包壳，所述中央芯部的材料不同于所述外周包壳的材料。
18.根据权利要求1或2所述的装载组件，其中，所述触发和插入系统对温度变化敏感。
19.根据权利要求18所述的装载组件，其中，所述触发和插入系统为不均匀膨胀式。
20.根据权利要求19所述的装载组件，其中，所述触发和插入系统包括锁定器件，所述锁定器件防止所述待被插入的组件在比反应堆运行温度低的温度下被插入。
21.根据权利要求1或2所述的装载组件，包括通过超声波遥测来检测所述待被插入的组件的插入的检测器件。
22.根据权利要求20所述的装载组件，其中，所述触发和插入装置包括纵向可动部分以及由所述容舱(10)形成的纵向固定部分，所述容舱包括使所述待被插入的组件(2)保持在悬吊于所述裂变区域上方的位置的保持器件(11)，所述待被插入的组件在所述纵向可动部分的作用下可被释放，
所述纵向可动部分包括：
锁定器件，所述锁定器件用于锁定所述保持器件(11)，所述锁定器件由至少一个称作止挡表面的第一表面形成；
释放器件，所述释放器件将所述待被插入的组件从所述保持器件释放，所述释放器件由至少一个称作释放表面的第二表面形成，以及
移位器件，所述移位器件使所述止挡表面(24)和释放表面(26)沿着所述容舱的纵向轴线移位，
所述移位器件由壳层(19)形成，所述壳层(19)能够在冷却剂温度升高的作用下相对于所述容舱(10)不均匀地纵向膨胀，所述止挡表面(24)和所述释放表面(26)被布置成：在冷却剂温度升高时使得所述止挡表面(24)轴向地远离所述保持器件(11)并且所述释放表面(26)轴向地靠近所述保持器件(11)；当冷却剂在正常的反应堆运行温度下时所述止挡表面(24)远离所述保持器件进而使得所述保持器件不被解锁；并且当冷却剂的温度超过阈值温度时，所述释放表面(26)在所述保持器件上施加推力，使得所述待被插入的组件被释放。
23.根据权利要求22所述的装载组件，包括通过超声波遥测来检测所述待被插入的组件的插入的检测器件，其中，所述检测器件包括至少一个布置在所述容舱的头部上方的超声波传感器以及以面对所述超声波传感器的方式安装在所述容舱的头部上的反射物(66)，所述反射物(66)的纵向位置由所述待被插入的组件是否由所述保持器件(11)保持在适当位置所控制，所述反射物(66)通过细长元件(64)连接到所述待被插入的组件，所述细长元件(64)安装成可在穿过所述容舱头部的纵向铰孔中自由滑动并且通过抵靠所述待被插入的组件来将所述反射物(66)保持在非插入状态。
24.根据权利要求23所述的装载组件，包括弹性器件(68)，所述弹性器件(68)在所述待被插入的组件被悬吊时被压缩，并且所述弹性器件(68)在所述待被插入的组件落下时扩张并且在所述细长元件(64)上施加张力以便移动所述反射物(66)。
25.根据权利要求22所述的装载组件，其中，在所述壳层(19)与所述容舱(10)之间设置有径向间隙以便在所述壳层与所述容舱(10)之间限定冷却剂循环通道，所述壳层(19)包括用于冷却剂在所述冷却剂循环通道中循环的孔口。
26.根据权利要求22所述的装载组件，其中，所述保持器件(11)包括至少两个销(20)，所述销绕所述容舱的纵向轴线(X)分布并且安装成可旋转地铰接在所述容舱(10)上，以便运动到靠近所述容舱的纵向轴线(X)的位置以将所述待被插入的组件(2)保持在所述销(20)之间，以及运动到所述待被插入的组件(2)被释放的、距所述容舱的纵向轴线(X)一定距离的位置。
27.根据权利要求26所述的装载组件，其中，所述止挡表面(24)为布置在所述销(20)的径向外侧以便防止所述销(20)远离所述容舱的纵向轴线(X)的表面，并且其中，所述释放表面(26)为垂直于所述容舱的纵向轴线(X)的表面，并且其中，所述销(20)包括凸轮表面(28)，所述释放表面(26)与所述凸轮表面(28)进行配合以使所述销以远离所述容舱的纵向轴线的方式枢转。
28.根据权利要求22所述的装载组件，其中，所述壳层(19)由奥氏体钢制成并且所述容舱(10)由钨基合金制成，或所述容舱(10)由W-5Re制成。
29.根据权利要求1或2所述的装载组件，所述装载组件用于液态金属冷却式快反应堆，其中，中子吸收剂的材料选自具有富集度可变的10B的B4C、金属铪、耐火硼化物类型的材料、六硼化铕EuB6或Eu2O3。
30.根据权利要求1或2所述的装载组件，用于水冷却式热中子核反应堆，其中，用于中子吸收剂的材料选自铪、Dy11B6、GD11B6、Sm11B6和Er11B4、天然HfB2和天然TiB2。
31.根据权利要求26所述的装载组件，其中，所述保持器件(11)包括三个销。
32.根据权利要求29所述的装载组件，其中，所述装载组件用于钠冷却式快反应堆。
33.根据权利要求29所述的装载组件，其中，所述耐火硼化物类型的材料为HfB2和TiB2。
34.一种核反应堆，包括核燃料组件和根据权利要求1至33中任一项所述的装载组件。
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Families Citing this family (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
FR3042901B1 (fr) * 2015-10-23 2017-12-15 Commissariat Energie Atomique Dispositif de declenchement et d'insertion d'elements absorbants et/ou mitigateurs d'un reacteur nucleaire mettant en œuvre des elements flexibles et assemblage de combustible nucleaire comportant un tel dispositif
FR3044156B1 (fr) * 2015-11-23 2017-11-10 Commissariat Energie Atomique Dispositif de surete a declenchement passif pour reacteur nucleaire sur une baisse anormale du debit primaire
FR3044155B1 (fr) * 2015-11-23 2017-11-10 Commissariat Energie Atomique Dispositif de surete a declenchement passif pour reacteur nucleaire sur une baisse anormale du debit primaire
FR3045199B1 (fr) * 2015-12-15 2018-01-26 Areva Np Grappe absorbante et crayon absorbant pour reacteur nucleaire
KR101787916B1 (ko) * 2016-12-30 2017-10-19 한국과학기술원 열중성자로 핵연료 집합체
FR3069095B1 (fr) * 2017-07-13 2019-08-30 Commissariat A L'energie Atomique Et Aux Energies Alternatives Assemblage de mitigation pour reacteur nucleaire comportant un bouchon d'etancheite amovible
CN112424875B (zh) * 2018-06-21 2024-07-09 博沃艾特核能公司 通用倒置反应堆和用于通用倒置反应堆的设计和制造的方法
RU2732730C1 (ru) * 2020-05-15 2020-09-22 Общество с ограниченной ответственностью "Александра-Плюс" Способ изготовления тепловыделяющей сборки
JP2023128324A (ja) * 2022-03-03 2023-09-14 三菱重工業株式会社 原子炉停止システム及び原子炉停止方法

Family Cites Families (17)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1255927A (en) * 1967-11-30 1971-12-01 Atomic Power Constr Ltd Emergency nuclear reactor shutdown systems
FR2230984B1 (zh) 1973-05-22 1976-04-23 Electricite De France
FR2251079B1 (zh) * 1973-11-08 1976-12-03 Commissariat Energie Atomique
FR2345709A2 (fr) * 1976-03-24 1977-10-21 Electricite De France Fusible et applications dudit fusible a la realisation d'un dispositif d'arret d'urgence pour reacteur nucleaire
US4204909A (en) * 1977-06-10 1980-05-27 Combustion Engineering, Inc. Temperature sensitive self-actuated scram mechanism
US4139414A (en) * 1977-06-10 1979-02-13 Combustion Engineering, Inc. Scram device having a multiplicity of neutron absorbing masses
JPS5670494A (en) * 1979-11-14 1981-06-12 Tokyo Shibaura Electric Co Control rod drive mechanism
JPS5833190A (ja) * 1981-08-24 1983-02-26 株式会社東芝 制御棒駆動機構
US5051229A (en) 1982-01-28 1991-09-24 United Kingdom Atomic Energy Authority Thermally responsive trigger devices and their use in shut-down devices for nuclear reactors
DE3362746D1 (en) * 1982-01-28 1986-05-07 Atomic Energy Authority Uk Thermally responsive trigger devices and their use in shut-down devices for nuclear reactors
JPS60164294A (ja) * 1984-02-07 1985-08-27 動力炉・核燃料開発事業団 原子炉の制御棒駆動機構
JPH0640137B2 (ja) * 1986-08-01 1994-05-25 株式会社日立製作所 燃料集合体および沸騰水型原子炉
FR2683667B1 (fr) 1991-11-08 1994-01-07 Commissariat A Energie Atomique Assemblage de combustible nucleaire a dispositif de securite passif integre.
DE4206658A1 (de) * 1992-03-03 1993-09-09 Siemens Ag Sicherheitseinrichtung gegen ueberdruckversagen eines kernreaktor-druckbehaelters
RU2072570C1 (ru) * 1994-02-08 1997-01-27 Юрий Васильевич Потапов Устройство пассивной защиты ядерного реактора на быстрых нейтронах
US20080031398A1 (en) * 2004-10-14 2008-02-07 Westinghouse Electric Company, Llc Use of boron or enriched boron 10 in UO2
CN102129889B (zh) * 2010-12-24 2013-10-09 中国核动力研究设计院 一种含B和Gd的整体型复合可燃毒物燃料及制备方法

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