CN104200851B - 一种液态重金属冷却反应堆绕丝组件燃料棒的支撑格架 - Google Patents

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Abstract

本发明公开了一种液态重金属冷却反应堆绕丝组件燃料棒的支撑格架，包括绕丝组件管套、燃料棒支撑导轨、导流螺栓、导流端子，所述燃料棒支撑导轨布局方式采用V型排列，不同于常规燃料组件支撑管座所采用的水平布置方式，因此，有效的降低了整个管座截面处二次流、横向流等无助于提高流体水力效率的流场存在，增强了流体介质的通透性，同时，结合导流端子独特的流线型设计有利于进一步减小局部压力损失，提高反应堆堆芯的安全裕量。

Description

一种液态重金属冷却反应堆绕丝组件燃料棒的支撑格架
技术领域
本发明涉及了一种液态重金属冷却反应堆堆芯组件燃料棒的支撑格架，属于液态重金属反应堆堆芯绕丝组件结构设计与热工水力学领域。
背景技术
液态重金属反应堆堆芯燃料组件的结构设计与热工水力特性研究对反应堆的高效、安全运行具有十分重要的意义。针对第四代先进核能液态重金属冷却反应堆系统，主要国家和地区如欧洲、美国、日本等开展了反应堆堆本体设计与关键构建如绕丝燃料组件的结构设计与实验研究。绕丝燃料组件由若干燃料棒、导向管、绕丝格架及上下支撑管座构成，支撑管座由多根支撑导轨在一个平面上平行排列构成，燃料组件的两端分别扣在上下支撑管座的支撑导轨上被固定住。这类支撑管座可以有效固定燃料棒的同时保证流体介质的通过效率，设计的原则是保证足够支撑应力的前提下尽可能降低流动阻力，提高组件内部的换热能力，因为这类管座的支撑导轨排列在一个平面上，所以管座截面上的有效水力直径较小，流动阻力仍有进一步减小的空间。
发明内容
本发明的目的在于克服上述现有液态重金属绕丝组件燃料棒支撑管座结构的不足，提供用一种液态重金属冷却反应堆堆芯组件燃料棒的支撑格架，具体是一种支撑导轨为V字形平行排列的支撑管座，不仅能够满足对绕丝燃料棒束的固定，同时该特殊的结构设计还将进一步降低绕丝组件的局部流动阻力，有利于增强绕丝组件的流体水力特性，提高热工安全裕量。
本发明的技术解决方案：一种液态重金属冷却反应堆堆芯组件燃料棒的支撑格架，其特征在于包括：绕丝组件管套1、第一支撑导轨2、第二支撑导轨3、第三支撑导轨4、第四支撑导轨5、第五支撑导轨6、第六支撑导轨7、第七支撑导轨8、第八支撑导轨9、第九支撑导轨10、导流螺栓11、导流端子12；所述第五支撑导轨6位于绕丝组件管套1的中间位置，第一支撑导轨2、第二支撑导轨3、第三支撑导轨4、第四支撑导轨5与第六支撑导轨7、第七支撑导轨8、第八支撑导轨9、第九支撑导轨10分列在第五支撑导轨6的两侧，所有支撑导轨设计有导流螺栓11，导流端子12通过螺纹紧固在导流螺栓11上。
进一步的，所述第一支撑导轨2、第二支撑导轨3、第三支撑导轨4、第四支撑导轨5与第六支撑导轨7、第七支撑导轨8、第八支撑导轨9、第九支撑导轨10分列在第五支撑导轨6的两侧，呈V字形排列，可以有效的增大管座截面的几何直径，减小流动阻力，同时进一步可以降低二次流、横向流等紊乱流场对液态重金属介质流动特性的干扰和影响。
进一步的，所述固定在导流螺栓11上的导流端子12可以通过螺纹旋紧固定起来，也可以直接焊接在导流螺栓上，该导流端子的存在可以进一步减小支撑管座的局部流动阻力，有利于提高绕丝组件的整体流动特性。
本发明与现有技术相比的优点在于：
(1)本发明V型排列方式，大幅度降低局部流动阻力；
(2)本发明流线型导流端子设计进一步降低了局部流阻，增强流动特性；
(3)本发明支撑管座的整体结构设计有利于减小绕丝组件在入口处的流动阻力，提高了热工安全裕量。
附图说明
图1为本发明提供的一种液态重金属冷却反应堆堆芯组件燃料棒的支撑格架的支撑导轨示意图；
图2为本发明提供的一种液态重金属冷却反应堆堆芯组件燃料棒的支撑格架的导流螺栓示意图；
图3为本发明提供的一种液态重金属冷却反应堆堆芯组件燃料棒的支撑格架的导流端子装配在导流螺栓上的示意图；
图4为本发明提供的一种液态重金属冷却反应堆堆芯组件燃料棒的支撑格架的剖视局部示意图；
图5为本发明提供的一种液态重金属冷却反应堆堆芯组件燃料棒的支撑格架的燃料棒束固定方式示意图；
图6为具体实施例中国铅基反应堆CLEAR堆芯燃料组件支撑格架参考设计参数；
图7(a)为所示为燃料组件支撑管座的局部结构设计图；图7(b)为平面导轨管座的支撑导轨布局示意图；图7(c)斜面导轨管座的支撑导轨布局示意图；图7(d)V型导轨管座的支撑导轨布局示意图(为本发明设计的结构)。
图中：1为绕丝组件管套、2为第一支撑导轨、3为第二支撑导轨、4为第三支撑导轨、5为第四支撑导轨、6为第五支撑导轨、7为第六支撑导轨、8为第七支撑导轨、9为第八支撑导轨、10为第九支撑导轨、11为导流螺栓、12为导流端子、13为燃料棒。
具体实施方式
下面结合附图以及具体实施例进一步说明本发明。
如图1所示，一种液态重金属冷却反应堆堆芯组件燃料棒的支撑格架，第一支撑导轨2、第二支撑导轨3、第三支撑导轨4、第四支撑导轨5、第五支撑导轨6、第六支撑导轨7、第七支撑导轨8、第八支撑导轨9、第九支撑导轨10、呈V字形平行排列固定在绕丝组件管套1内壁，具体个数可以根据实际绕丝组件结构设计而定，且支撑导轨的形状也可以根据实际需求改变形状，如圆柱形、梯形等。
如图2，第一支撑导轨2、第二支撑导轨3、第三支撑导轨4、第四支撑导轨5、第五支撑导轨6、第六支撑导轨7、第七支撑导轨8、第八支撑导轨9、第九支撑导轨10上布置有导流螺栓11，具体个数与位置根据液态重金属反应堆绕丝组件的燃料棒束与空间布局而定。
如图3，将导流端子12装配在导流螺栓11，可以采用螺纹旋紧方式、焊接方式等，由此构成一个完整的支撑管座。
如图4，将燃料棒13分别插入与导流螺栓11对应的位置上，确保燃料棒13与导流螺栓11的同轴性。
如图5，所有燃料棒13装配后的整体图。
具体实例如图6所示，其为中国铅基反应堆CLEAR堆芯燃料组件支撑格架参考设计参数。其中：1为绕丝组件管套、8为支撑导轨、13为燃料棒；a是管套外边距141.50mm；b是管套内边距134.50mm；c是燃料棒直径15mm；d是燃料棒束圆心距16.74mm；e是支撑导轨宽度5mm；f是支撑导轨之间距离9.5mm；g是管道边的内边长度77.65mm；h是管道边的外边长度81.70mm。
如图7(a)所示为燃料组件支撑管座的局部结构设计图；图7(b)为平面导轨管座的支撑导轨布局示意图；图7(c)斜面导轨管座的支撑导轨布局示意图；图7(d)V型导轨管座的支撑导轨布局示意图(为本发明设计的结构)。分别对三种结构的阻力压降进行模拟分析，设置入口流速，通过计算获得三种结构模型的阻力降，结果如表1所示，通过比较可以得到V型导轨管座压力损失小于另外两种模型。再以平面导轨管座为参考基准，V型导轨管座结构模型可以将支撑管座的压力损失降低约23-25％。需要说明的是：模拟模型中没有装配导流端子，可以预见，增加端子将进一步降低支撑管座的阻力损失。通过对比分析可以发现本发明设计的有效性。
表1
本发明说明书中未做详细描述的内容属于本领域专业技术人员公知的现有技术。
以上所述仅是本发明的优选实施方式，应当指出，对于本技术领域的普通技术人员来说，在不脱离本发明原理的前提下，还可以做出若干改进和润饰，这些改进和润饰也应视为本发明的保护范围。

Claims (2)

1.一种液态重金属冷却反应堆绕丝组件燃料棒的支撑格架，其特征在于包括：绕丝组件管套(1)、第一支撑导轨(2)、第二支撑导轨(3)、第三支撑导轨(4)、第四支撑导轨(5)、第五支撑导轨(6)、第六支撑导轨(7)、第七支撑导轨(8)、第八支撑导轨(9)、第九支撑导轨(10)、导流螺栓(11)和导流端子(12)；所述第五支撑导轨(6)位于绕丝组件管套(1)的中间位置，第一支撑导轨(2)、第二支撑导轨(3)、第三支撑导轨(4)和第四支撑导轨(5)与第六支撑导轨(7)、第七支撑导轨(8)、第八支撑导轨(9)和第九支撑导轨(10)分列在第五支撑导轨(6)的两侧，所有支撑导轨设计有导流螺栓(11)，导流端子(12)通过螺纹紧固在导流螺栓(11)上；
第一支撑导轨(2)、第二支撑导轨(3)、第三支撑导轨(4)和第四支撑导轨(5)与第六支撑导轨(7)、第七支撑导轨(8)、第八支撑导轨(9)和第九支撑导轨(10)分列在第五支撑导轨(6)的两侧，呈V字形排列。
2.根据权利要求1所述的一种液态重金属冷却反应堆绕丝组件燃料棒的支撑格架，其特征在于：固定在导流螺栓(11)上的导流端子(12)，用于减小局部流动阻力。
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