CN105006256B - 一种核反应堆上堆芯板 - Google Patents

一种核反应堆上堆芯板 Download PDF

Info

Publication number
CN105006256B
CN105006256B CN201510340790.2A CN201510340790A CN105006256B CN 105006256 B CN105006256 B CN 105006256B CN 201510340790 A CN201510340790 A CN 201510340790A CN 105006256 B CN105006256 B CN 105006256B
Authority
CN
China
Prior art keywords
core plate
upper core
support column
top plate
lower plywood
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Active
Application number
CN201510340790.2A
Other languages
English (en)
Other versions
CN105006256A (zh
Inventor
贺楷
江小川
杨妮蓉
杨伟
申腾
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
China Nuclear Power Engineering Co Ltd
Original Assignee
China Nuclear Power Engineering Co Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by China Nuclear Power Engineering Co Ltd filed Critical China Nuclear Power Engineering Co Ltd
Priority to CN201510340790.2A priority Critical patent/CN105006256B/zh
Publication of CN105006256A publication Critical patent/CN105006256A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN105006256B publication Critical patent/CN105006256B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Abstract

本发明涉及一种核反应堆上堆芯板,包括穿设有若干上支承柱的上堆芯板上层板,所述上支承柱与所述上堆芯板上层板垂直固定,还包括位于所述上堆芯板上层板正下方并平行于所述上堆芯板上层板的上堆芯板下层板;所述上支承柱位于所述上堆芯板上层板和上堆芯板下层板之间的部分套有弹簧;所述上堆芯板下层板上设有与所述上支承柱一一对应、能够通过所述上支承柱的沉头孔。采用本发明所述的上堆芯板,可以在保证压紧燃料组件的前提下,提供更多燃料组件辐射生长所需的空间,满足核反应堆长周期换料的使用要求。

Description

一种核反应堆上堆芯板
技术领域
本发明属于核电技术领域,具体涉及一种核反应堆上堆芯板。
背景技术
反应堆运行过程中,上堆芯板用于压紧燃料组件上管座板弹簧,保证燃料组件在运行过程中不跳起,上堆芯板与上管座之间保留有一定的间隙。
随着长周期换料策略得到越来越多的应用,燃料组件燃耗将大幅增加,这意味着燃料组件辐照生长量将出现一定量的增加,从而导致燃料组件上管座上端面与上堆芯板之间的间隙减小甚至闭合。(辐照生长Irradiat ion Growth,即各向异性晶体(或材料)受粒子(主要是中子)辐照只引起尺寸改变而无体积改变的现象。)
由于上堆芯板与上部构件刚性连接,在反应堆压力容器扣盖后其位置固定不变,因此间隙的减小甚至闭合会造成燃料组件导向管由于没有多余的生长空间而导致弯曲,从而影响控制棒组件的顺利下插,造成反应堆的安全隐患。
在当前的上堆芯板设计中,针对AFA 3G燃料组件在18个月换料策略下的分析计算表明,寿期末燃料组件上管座上端面与上堆芯板之间的间隙已经非常小,未来继续延长换料周期(如24个月)可能会导致间隙闭合进而导致燃料组件弯曲现象的发生。针对这种现象,需要调整上堆芯板的位置。如果只是靠将上堆芯板的位置上提来提供额外的生长空间,又会因初始间隙过大导致在运行初期燃料组件受到的压紧力不够,因此,需要另外设计一种上堆芯板来满足这种要求。
发明内容
针对现有技术中存在的缺陷,本发明的目的是提供一种核反应堆上堆芯板,能够保证在长周期换料方式下,反应堆中的燃料组件不会因为辐照生长过大导致上管座与上堆芯板之间的间隙过小进而导致组件弯曲。该堆芯板能为燃料组件提供更大的辐照生长空间,改善可能产生的燃料组件弯曲现象,以保证控制棒组件的顺利插入,同时能提供运行初期燃料组件的压紧力,保证燃料组件不跳起,保证反应堆的安全。
为达到以上目的,本发明采用的技术方案是:一种核反应堆上堆芯板,包括穿设有若干上支承柱的上堆芯板上层板,所述上支承柱与所述上堆芯板上层板垂直固定,还包括位于所述上堆芯板上层板正下方并平行于所述上堆芯板上层板的上堆芯板下层板;所述上支承柱位于所述上堆芯板上层板和上堆芯板下层板之间的部分套有弹簧;所述上堆芯板下层板上设有与所述上支承柱一一对应、能够通过所述上支承柱的沉头孔。
进一步,所述沉头孔的通孔直径能够通过所述上支承柱,所述沉头孔的盲孔直径能够容纳所述弹簧。
进一步,所述弹簧的上端磨平并与所述上堆芯板上层板相接触,下端插入所述上堆芯板下层板上的沉头孔中。
更进一步,所述弹簧的外直径大于所述沉头孔的通孔直径、小于所述沉头孔的盲孔直径。
进一步,所述上堆芯板下层板的尺寸小于所述上堆芯板上层板的尺寸。
本发明的有益效果是:
通过设置双层上堆芯板并在双层堆芯板之间设置螺旋弹簧组,使得堆芯板底部可以在一定范围内被向上挤压抬升,在保证反应堆燃料组件运行期间有足够压紧力的前提下,增加了燃料组件辐照生长的空间,从而能够避免长周期换料策略下燃料组件辐照生长增加可能导致的燃料组件弯曲,保证了反应堆的安全。
附图说明
图1是本发明实施例中所述核反应堆上堆芯板的结构图;
图中:1-弹簧,2-上堆芯板上层板,3-上支承柱,4-堆芯吊篮,5-下层板限位环,6-上堆芯板下层板,7-沉头孔,8-通孔。
具体实施方式
下面结合附图和具体实施方式对本发明作进一步描述。
如图1所示,本发明为适用于长周期换料的一种核反应堆上堆芯板,安装在堆芯吊篮4中,设计为双层的核反应堆上堆芯板包括平行的上堆芯板上层板2和上堆芯板下层板6,上堆芯板下层板6位于上堆芯板上层板2的正下方(即将现有技术中的单层上堆芯板变为双层,其中上堆芯板上层板2位置较之现有技术中的单层上堆芯板适当抬高,其结构与现有上堆芯板保持一致)。在其中的上堆芯板上层板2上,设置有若干根上支承柱3,这些上支承柱3垂直贯穿上堆芯板上层板2,并与上堆芯板上层板2固定连接,(上支承柱3的长度上相对于现有技术的上支承柱的长度适当缩短)。
上堆芯板上层板2的边缘设置若干个定位槽(本实施例中为4个),用于与堆芯吊篮4内壁对应的定位键配合定位;堆芯吊篮4内壁还设置有若干限位环5,用以限制上堆芯板下层板6的最低位置。上支承柱3穿过上堆芯板上层板2,下端与上堆芯板下层板6的上端面保持同一高度(即上堆芯板下层板6处于限位环5限制的最低位置的高度)。
在上支承柱3的下端(位于所述上堆芯板上层板2和上堆芯板下层板6之间的部分)套有弹簧1,上支承柱3(下端)与弹簧1共同组成弹簧组件。其中,弹簧1外直径能够保证弹簧1不与周围的控制棒导向筒发生干涉(上堆芯板上层板2和上堆芯板下层板6上设有一一对应的用于通过控制棒导向筒的通孔8,通过这些通孔8穿插设置有控制棒导向筒,控制棒导向筒之间相互平行,并垂直于上堆芯板上层板2和上堆芯板下层板6),弹簧1上端磨平与上层板2接触,下端插入上堆芯板下层板6为其设置的沉头孔7内。
上堆芯板下层板6上设置有与上支承柱3一一对应的沉头孔7(沉头孔就是一个通孔加上一个盲孔,两孔中心在一条直线上,盲孔直径比通孔大),沉头孔7的通孔直径大于上支承柱3的直径,小于弹簧1的外直径,上支承柱3能够顺利从通孔中通过;沉头孔7的盲孔直径略大于弹簧1的外直径,可以容纳并限制弹簧1左右移动。
此外,上堆芯板下层板6尺寸(例如直径)较之上堆芯板上层板2略小,保证上堆芯板下层板6上下移动时不与堆芯吊篮4发生摩擦。
最后举例说明本发明所提供的一种核反应堆上堆芯板的具体应用:
在反应堆中的堆芯吊篮顶部安放本发明提供的双层的核反应堆上堆芯板,其中上堆芯板上层板2依靠定位槽固定在堆芯吊篮4内壁上,上堆芯板下层板6依靠堆芯吊篮4内壁设置的若干限位环5处于被限制的最低位置上,弹簧1的下端插在上堆芯板下层板6的沉头孔7中并充分伸展。当燃料组件因为辐射生长导致长度变长时,就会向上顶推上堆芯板下层板6,这时上堆芯板下层板6就会沿着上支承柱3的延伸方向向上发生位移,同时压缩弹簧组件中的弹簧1的上端伴随上堆芯板下层板6的上移开始接触到上堆芯板上层板2的下端面并逐渐受力压缩(上支承柱3从沉头孔7中向下穿出上堆芯板下层板6的下端面),弹簧1受力被压缩后长度变短,并向上堆芯板下层板6施加相应的反作用力,使得上堆芯板下层板6在位置发生上移的同时仍然能够紧压在燃料组件上端,从而即满足了燃料组件长度变化的空间需要,又能够保证燃料组件不会在使用过程中发生跳起,避免反应堆发生因燃料组件的跳起所导致的危险。
本发明所述的装置并不限于具体实施方式中所述的实施例,本领域技术人员根据本发明的技术方案得出其他的实施方式,同样属于本发明的技术创新范围。

Claims (5)

1.一种核反应堆上堆芯板,包括穿设有若干上支承柱(3)的上堆芯板上层板(2),所述上支承柱(3)与所述上堆芯板上层板(2)垂直固定,其特征是:还包括位于所述上堆芯板上层板(2)正下方并平行于所述上堆芯板上层板(2)的上堆芯板下层板(6);所述上支承柱(3)位于所述上堆芯板上层板(2)和上堆芯板下层板(6)之间的部分套有弹簧(1);所述上堆芯板下层板(6)上设有与所述上支承柱(3)一一对应、能够通过所述上支承柱(3)的沉头孔(7),所述上堆芯板上层板(2)和所述上堆芯板下层板(6)上设有若干一一对应的用于通过控制棒导向筒的通孔(8)。
2.如权利要求1所述的一种核反应堆上堆芯板,其特征是:所述沉头孔(7)的通孔直径能够通过所述上支承柱(3),所述沉头孔(7)的盲孔直径能够容纳所述弹簧(1)。
3.如权利要求2所述的一种核反应堆上堆芯板,其特征是:所述弹簧(1)的上端磨平并与所述上堆芯板上层板(2)相接触,下端插入所述上堆芯板下层板(6)上的沉头孔(7)中。
4.如权利要求3所述的一种核反应堆上堆芯板,其特征是:所述弹簧(1)的外直径大于所述沉头孔(7)的通孔直径、小于所述沉头孔(7)的盲孔直径。
5.如权利要求1或2所述的一种核反应堆上堆芯板,其特征是:所述上堆芯板下层板(6)的尺寸小于所述上堆芯板上层板(2)的尺寸。
CN201510340790.2A 2015-06-18 2015-06-18 一种核反应堆上堆芯板 Active CN105006256B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201510340790.2A CN105006256B (zh) 2015-06-18 2015-06-18 一种核反应堆上堆芯板

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN201510340790.2A CN105006256B (zh) 2015-06-18 2015-06-18 一种核反应堆上堆芯板

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN105006256A CN105006256A (zh) 2015-10-28
CN105006256B true CN105006256B (zh) 2018-07-20

Family

ID=54378893

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN201510340790.2A Active CN105006256B (zh) 2015-06-18 2015-06-18 一种核反应堆上堆芯板

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN105006256B (zh)

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN110189835B (zh) * 2019-04-22 2020-12-04 中广核研究院有限公司 堆芯及组装式堆芯板结构

Family Cites Families (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4986959A (en) * 1989-05-17 1991-01-22 Westinghouse Electric Corp. Nuclear fuel assembly with expandable top nozzle subassembly
DE4125945A1 (de) * 1991-08-06 1993-02-11 Siemens Ag Kernreaktorbrennelement
US6738447B1 (en) * 2003-05-22 2004-05-18 Westinghouse Electric Company Llc High energy absorption top nozzle for a nuclear fuel assembly
US7995701B2 (en) * 2008-05-21 2011-08-09 Westinghouse Electric Company Llc Nuclear core component hold-down assembly
US9082519B2 (en) * 2008-12-17 2015-07-14 Westinghouse Electric Company Llc Upper internals arrangement for a pressurized water reactor
CN103903656B (zh) * 2012-12-26 2016-08-03 中国核动力研究设计院 压水型核反应堆堆内构件
CN104836977B (zh) * 2014-02-10 2018-04-24 阿里巴巴集团控股有限公司 即时通讯过程中的视频通讯方法及系统
CN104269661B (zh) * 2014-09-29 2016-08-24 日立汽车系统(苏州)有限公司 电路板装置

Also Published As

Publication number Publication date
CN105006256A (zh) 2015-10-28

Similar Documents

Publication Publication Date Title
KR101319212B1 (ko) 개선된 그레이 로드 제어 조립체
CN103985420B (zh) 一种能展平堆芯轴向功率分布的控制棒及控制棒组件
CN105006256B (zh) 一种核反应堆上堆芯板
CN107658035B (zh) 一种限位板结构、上部堆内构件及吊篮组件
CN104246903A (zh) 小型模块化反应堆燃料组件
CN205751538U (zh) 一种内置式控制棒驱动机构
WO2016161728A1 (zh) 用于压水堆制备放射源的新型阻流塞组件及放射性棒
KR20150022537A (ko) 내장형 제어봉 구동장치 및 그를 구비한 원자로
KR100892638B1 (ko) 온-오프 작동형 누름스프링을 사용한 핵연료집합체용상단고정체
JP2000019280A (ja) 軽水冷却型原子炉の炉心および同原子炉の運転方法
RU2013135377A (ru) Способ эксплуатации ядерного реактора в ториевом топливном цикле с расширенным воспроизводством изотопа 233u
CN203712627U (zh) 高压注射器组装设备
US8571165B2 (en) Neutron absorber consisting of refractory metal infused with discrete neutron absorber
CN207646320U (zh) 一种电镀插挂装置
Seo et al. Innovative design concepts for the KIJANG research reactor
CN212084457U (zh) 一种经济管理教学演示教具
KR20190106188A (ko) 가압 경수로 장주기 운전을 위한 핵연료 집합체 및 혼합주기 운전 방법
CN114949458B (zh) 一种无针注射装置
US11342083B2 (en) Integrated nuclear reactor architecture limiting the stress applied to the integrated mechanisms
JPH06160570A (ja) 燃料集合体
CA2967469C (en) Flux-shifting reactivity control system
EP2565878A3 (en) Initial core of nuclear reactor and method of loading fuel assemblies of nuclear reactor
CN104376994B (zh) 一种自动压紧装置
CN104377002B (zh) 一种高电压变压器绕组
Hartanto et al. Reactivity and Power Distribution Management in LEU-loaded Linear B&BR

Legal Events

Date Code Title Description
C06 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant