CN106297909B - 一种铅基反应堆控制棒配重组件 - Google Patents

一种铅基反应堆控制棒配重组件 Download PDF

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Abstract

本发明公开了一种铅基反应堆控制棒配重组件，其特征在于，所述配重组件包括第一配重板(1)、设置于第一配重板下表面的缓冲件(2)和任选地附加配重板(3)，其中，所述第一配重板(1)上开设有与星型架相匹配的星型槽(11)，使配重组件卡套于星型架上，从而在不改变反应堆原有结构的基础上增加了控制棒的重力，当发生紧急情况需要落棒停堆时，配重组件使控制棒能达到足够的加速度，在要求的时间内完成落棒过程。

Description

一种铅基反应堆控制棒配重组件
技术领域
本发明涉及核反应堆中使用的组件，尤其涉及一种适用于铅基反应堆的控制棒配重组件。
背景技术
加速器驱动次临界洁净核能系统(Accelerator Driven Sub-critical System)是一种利用加速器加速高能质子，使其与重靶核发生碰撞产生若干散裂中子，以此为中子源驱动次临界包层的系统。ADS系统巧妙结合了加速器和核反应堆，同时具备了体积小、安全性高、产生废物少等优点，由于加速器需要的能量不高，核反应堆也属于次临界范畴，同时还可嬗变大量核废物，ADS系统思想在上世纪90年代一经提出就受到了广泛的关注。
ADS系统的中子能谱硬、通量大、能量分布宽，嬗变长寿命核素能力强，既可大幅降低核废料的放射性危害，实现核废料的最少化处置，同时还有能量输出，可以提高核资源的利用率，被国际公认为核废料理的最有效手段，多个国家已开展相关研究与计划，如：
日本的OMEGA计划，欧洲的XADS计划、MEGPIE计划和韩国的HYPER计划。
2002年欧洲启动了TRADE计划，目的是建立一个低功率的反应堆质子加速器和靶件的耦合试验系统，以验证ADS的工作原理。
中科院于2011年启动了“未来先进核裂变能”战略性先导科技专项，其中ADS嬗变系统作为其两大部署内容之一，将致力于自主发展ADS系统从试验装置到示范装置的全部核心技术和系统集成技术，为保障国家能源供给和核裂变能长期可持续发展做出贡献。
铅基材料由于具有稳定的化学性质、良好的热力学性质和中子学性能，还可以兼做散裂靶。铅基材料在高温高压下稳定，不与空气和水发生明显反应；其熔点低、沸点高，传热性能好，减小了系统所需压力，有利于反应堆的固有安全性，且其载热能力高，非能动安全性高，通过合理设计可实现自然循环排出余热；其中子利用率高不易吸收慢化中子，使系统具有更高的嬗变和增殖能力，有利于提高反应堆效率。中国铅基反应堆被选为ADS系统主要候选堆型之一，中科院核能安全技术研究所FDS团队已经开展相关工作，但铅基材料密度很大，会产生很大的浮力，使得现有控制棒组件不能使用，因此需要对控制棒组件进行相应的改动。
目前来看，国际上对铅基反应堆控制棒组件的结构设计上没有明确的统一方案，更缺乏针对铅基反应堆控制棒的相关配重设计。
在燃料组件的固定，主要分为两种方式：配重和锁紧。欧盟联合共建的液态铅冷快堆ALFREAD采用配重的设计方案，其优势在于对其他部件改动小，保持了固有安全性；不足之处在于配重位于棒束上端，增加了组件的高度，而XADS反应堆采用锁紧的方式，其优势在于对组件和堆芯高度不做改变；不足在于锁紧装置易出故障，减小了服役寿命，还要对换料装置等结构做较大修改。可见两种方式中，都有各自的优势，但缺点同样明显，同时没有针对控制棒的相关配重设计。
因此，亟待开发一种适用于铅基反应堆的配重组件。
发明内容
为了解决上述技术问题，本发明采用如下技术方案：在第一配重板1上开设有与星型架相匹配的星型槽11，将第一配重板1与星型架固定连接，并在第一配重板1与压力容器相邻的面上设置缓冲件2，从而使得铅基反应堆在紧急停堆时，控制棒能够迅速落下，同时对压力容器的冲击力小，降低了压力容器被破坏的可能。
本发明目的在于提供一种铅基反应堆控制棒配重组件，其特征在于，所述配重组件包括第一配重板1和缓冲件2，其中，所述第一配重板1上开设有与星型架相匹配的星型槽11，所述缓冲件2设置在第一配重板1与压力容器相邻的面上。
附图说明
图1示出根据本发明一种优选实施方式的铅基反应堆控制棒配重组件的俯视结构示意图；
图2示出根据本发明一种优选实施方式的铅基反应堆控制棒配重组件与控制棒的装配图。
附图标号说明：
1-第一配重板
11-星型槽
2-缓冲件
3-附加配重板
4-控制棒
5-螺栓
具体实施方式
下面通过对本发明进行详细说明，本发明的特点和优点将随着这些说明而变得更为清楚、明确。
在这里专用的词“示例性”意为“用作例子、实施例或说明性”。这里作为“示例性”所说明的任何实施例不必解释为优于或好于其它实施例。尽管在附图中示出了实施例的各种方面，但是除非特别指出，不必按比例绘制附图。
在本发明的描述中，需要说明的是，术语“上”、“下”、“内”、“外”、“前”、“后”、“左”和“右”等指示的方位或位置关系为基于本发明工作状态下的方位或位置关系，仅是为了便于描述本发明和简化描述，而不是指示或暗示所指的装置或元件必须具有特定的方位、以特定的方位构造和操作，因此不能理解为对本发明的限制。此外，术语“第一”、“第二”、“第三”和“第四”仅用于描述目的，而不能理解为指示或暗示相对重要性。
本发明公开的是一种铅基反应堆控制棒的配重组件，其特征在于，所述配重组件包括第一配重板1、缓冲件2和任选地附加配重板3。
在本发明中，优选地，附加配重板3层叠于第一配重板1上方。
在本发明中，第一配重板1和附加配重板3均是厚度均匀的。
在本发明中，所述第一配重板1的外形为规则的形状，优选为轴对称的形状，如矩形、正方形、圆形、正三解形等，优选为矩形或者正方形，更优选为正方形。
在本发明中，所述附加配重板3的外形为规则的形状，优选为轴对称的形状，如矩形、正方形、圆形、正三解形等，优选为矩形或者正方形，更优选为正方形。
优选地，第一配重板1与附加配重板3的外形相同，外形尺寸也相同，更优选地，在竖直方向上，从下至上，第一配重板1可见，附加配重板3不可见。
在本发明中，所述第一配重板1和附加配重板3的厚度均根据铅铋体系中铅铋基体的密度和控制棒4预定的下落时间设置。
在本发明中，所述第一配重板1的厚度为2～15cm，优选为4～10cm，如5cm，便于调节配重块的重量。
在本发明中，所述附加配重板3的厚度为2～15cm，优选为4～10cm，如5cm，便于调节配重块的重量。
在本发明中，使用的附加配重板3的数量根据铅铋体系中铅铋基体的密度和控制棒4预定的下落时间设定。
在本发明中，在第一配重板1上开设有与星型架相匹配的星型槽11。
在本发明一种优选的实施方式中，所述星型槽11是通透的。
所述第一配重板1通过星型槽11卡套于星型架周围。
在本发明中，第一配重板1上设置有紧固装置，用于将第一配重板1与星型架固定连接。
在本发明中，对第一配重板1上的紧固装置不做特别限定，可以使用现有技术中任意一种紧固装置，如螺栓、弹簧扭件，其中，所述弹簧扭件包括固定于星型槽11内壁表面上的弹簧和一端固定于所述弹簧一侧的挡板，所述挡板的另一端可绕固定端旋转，当挡板旋转至弹簧上表面时，其压紧弹簧，使弹簧收缩，星型架可伸入星型槽11中，当挡板旋转至其它位置时，弹簧弹出，挤压在星型架表面，使第一配重板1与星型架固定连接。
在本发明一种优选的实施方式中，所述星型槽11是不通透的，其中，所述星形槽3设置在第一配重板1下表面上，即，第一配重板1与星型架接触的表面上。
优选地，在第一配重板1下表面上设置有紧固件，使第一配重板1与星型架固定连接。
在本发明中，对第一配重板1下表面上的紧固件不做特别限定，可以使用现有技术中任意一种紧固件，如螺栓、弹簧扭件，其中，所述弹簧扭件包括固定于星型槽11内壁表面上的弹簧和一端固定于所述弹簧一侧的挡板，所述挡板的另一端可绕固定端旋转，当挡板旋转至弹簧上表面时，其压紧弹簧，使弹簧收缩，星型架可伸入星型槽11中，当挡板旋转至其它位置时，弹簧弹出，挤压在星型架表面，使第一配重板1与星型架固定连接。
在本发明中，优选地，在第一配重板1和附加配重板3上表面设置有凸起，所述凸起为一个或者多个；在附加配重板3的下表面相应地设置有凹孔，从而使附加配重板卡套于其下的第一配重板1或者附加配重板上，防止附加配重板3发生水平方向的振动。
在本发明中，优选地，在第一配重板1和附加配重板3凸起的上表面，或者在附加配重板3凹孔的下表面上设置有弹力件，以减缓附加配重板3与第一配重板1在装配时的冲击作用，同时，在配重板组合时，起到了垫片的作用，使配重板之间更加稳定，不易产生微小位移。
在本发明中，更优选地，第一配重板1与附加配重板3之间固定连接。
在本发明中，所述第一配重板1或者附加配重板3的密度大于金属铅的密度，或者，小于金属铋的密度。
在本发明中，所述第一配重板1和附加配重板3均具有高的热导率和小的热膨胀系数，优选地，所述第一配重板1的热导率为100W/(m·K)～200W/(m·K)，优选为120W/(m·K)～180W/(m·K)；热膨胀系数为3.8×10-6/k～5.0×10-6/k，优选为4.0×10-6/k～4.8×10-6/k；所述附加配重板3的热导率为15.5W/(m·K)～23.0W/(m·K)，优选为16.3W/(m·K)～21.5W/(m·K)；热膨胀系数为16.5×10-6/k～19.5×10-6/k，优选为17.2×10-6/k～18.4×10-6/k。
在本发明中，所述第一配重板1或者附加配重板3具有高的耐铅铋腐蚀性和低的辐射肿胀。
在本发明一种优选的实施方式中，所述第一配重板1是一种金属板，优选是钨板或者是F304LN不锈钢板，更优选为钨板，从而降低配重组件的重心。
在本发明一种优选的实施方式中，所述附加配重板3是一种金属板，优选是钨板或者是F304LN不锈钢板，更优选为F304LN不锈钢板。
在本发明一种优选的实施方式中，当控制棒4在铅铋体系中的下落时间为2s时，所述第一配重板1为钨板，而且其厚度为10cm，不使用附加配重板3。
在本发明一种优选的实施方式中，当控制棒4在铅铋体系中的下落时间为1.8s时，所述第一配重板1为钨板，而且其厚度为10cm，附加配重板3为F304LN不锈钢板，其厚度为10cm。
在本发明中，所述缓冲件2设置在第一配重块1与压力容器相邻的面上，即第一配重板1的下表面上。
在本发明中，所述缓冲件2为缓冲控制棒在下落过程中对压力容器冲击作用的部件，其可以为弹性部件，如弹簧等；也可以为非弹性部件，如使用在外力作用下能够发生破坏性形变的材料制成的部件，例如使用发泡材料制成的圆柱等。
在本发明中，所述缓冲件2优选为弹簧，所述弹簧的长度与星型架上的缓冲弹簧的下表面同表面，进一步优选地，制造所述弹簧所用的材料与第一配重块所用的材料相同。
在本发明中，反应堆在运行时，控制棒的起落是通过星型架上端的电磁铁控制的，在星型架上增加配重组件后，控制棒组件的总重量增加，但是，只需要增加星型架上端电磁铁组件中线圈数量，即可增加控制设备对控制棒的吸引力，从而控制控制棒的起落，而不需要增加额外的电能消耗。
在本发明一种优选的实施方式中，如图1和图2所示，所述铅基反应堆控制棒配重组件包括第一配重板1、缓冲件2和一块附加配重板3，其中，第一配重板1和附加配重板3均为正方形，在第一配重板1下方开设与星型架相匹配的星型槽11，将第一配重板1卡套于星型架上，在第一配重板1上表面设置有多个凸起，在附加配重板3下表面设置有与之对应的多个凹槽，使附加附重板3卡套于第一配重板1上，在凸起上设置有弹簧，同时，第一配重板1与附加配重板3通过螺栓5进行固定连接，在第一配重板1下表面上设置有弹簧。
当发生紧急情况需要落棒停堆时，控制棒失去夹持，控制棒组件开始下落，在这个过程中，控制棒受力情况为自身和配重组件的重力、控制棒与导向筒间的机械摩擦力、铅基材料的浮力、铅基介质中的流动摩擦力以及压差阻力，选用的配重组件使控制棒能达到足够的加速度，在要求的时间内完成落棒过程。
当控制棒落到底部，星型架下端的弹簧和配重组件上的弹簧会减小控制棒下落的冲击，起到保护压力容器的作用。
所述配重组件不需要对控制棒组件结构做改动，保持了原有的力学特性，且结构简单，拆卸方便，易与检修。
根据本发明提供的铅基反应堆控制棒配重组件，具有如下
有益效果：
(1)对棒束型控制棒配重进行相应优化，以适应多种的环境，既可用于铅基堆，增加重量以克服密度很大的铅铋合金的浮力与流动阻力；也可用于一般压水堆，增加重量使反应堆满足SSE安全停堆地震时的落棒时间要求；还可用于一些船舶反应堆，增加重量以克服摇摆条件增加的摩擦力；
(2)该配重组件不改变原控制棒组件的棒束结构；不改变原控制棒组件的棒束类型与分布，不改变原控制棒组件的驱动机构的结构，因此对反应堆的反应性控制不发生变化，对其他组件变动很小，避免了堆芯高度的改变，结构简单，不易出现故障且维修简单；
(3)缓冲件降低了带来的落棒冲击；
(4)该配重组件设置在压力容器之外，不需要对压力容器进行额外的打孔等操作，有利于堆芯的封闭，减小了放射性外泄的风险；
(5)该配重组件可根据环境选用不同的配重方案，选择不同材质，还可将多个装置组合使用，以适应更多的配重要求；
(6)该配重组件可与多种相关设备配套使用，应用范围广，有利于设备推广。
以上结合具体实施方式和范例性实例对本发明进行了详细说明，不过这些说明并不能理解为对本发明的限制。本领域技术人员理解，在不偏离本发明精神和范围的情况下，可以对本发明技术方案及其实施方式进行多种等价替换、修饰或改进，这些均落入本发明的范围内。本发明的保护范围以所附权利要求为准。

Claims (9)

1.一种铅基反应堆控制棒配重组件，该配重组件包括第一配重板(1)、缓冲件(2)和任选地附加配重板(3)；
其特征在于，
所述第一配重板(1)的外形为规则的形状，所述缓冲件(2)设置于第一配重板(1)下表面，附加配重板(3)层叠于第一配重板(1)上方；
在第一配重板(1)上开设有与星型架相匹配的星型槽(11)；
所述第一配重板(1)通过星型槽(11)卡套于星型架周围；
在第一配重板(1)和附加配重板(3)上表面设置有凸起，所述凸起为一个或者多个；
在附加配重板(3)的下表面相应地设置有凹孔。
2.根据权利要求1所述的配重组件，其特征在于，第一配重板(1)和附加配重板(3)均是厚度均匀的。
3.根据权利要求2所述的配重组件，其特征在于，
所述第一配重板(1)的外形为轴对称的形状；
所述附加配重板(3)的外形为轴对称的形状；
第一配重板(1)与附加配重板(3)的外形相同，外形尺寸也相同，在竖直方向上，从下至上，第一配重板(1)可见，附加配重板(3)不可见。
4.根据权利要求3所述的配重组件，其特征在于，
所述第一配重板(1)的外形为正方形；
所述附加配重板(3)的外形为正方形。
5.根据权利要求1～4之一所述的配重组件，其特征在于，所述第一配重板(1)和附加配重板(3)的厚度均根据铅铋体系中铅铋基体的密度和控制棒(4)预定的下落时间设置；
所述第一配重板(1)的厚度为2～15cm，
所述第一配重板(1)是钨板或者是F304LN不锈钢板；和/或
所述附加配重板(3)的厚度为2～15cm，
所述附加配重板(3)是钨板或者是F304LN不锈钢板。
6.根据权利要求1～4之一所述的配重组件，其特征在于，
所述星型槽(11)是通透的或者是不通透的；
所述第一配重板(1)上设置有紧固装置。
7.根据权利要求6所述的配重组件，其特征在于，
在第一配重板(1)和附加配重板(3)凸起的上表面，或者在附加配重板(3)凹孔的下表面上设置有弹力件；和/或
第一配重板(1)与附加配重板(3)之间固定连接。
8.根据权利要求1～4之一所述的配重组件，其特征在于，所述缓冲件(2)可以为弹性部件，也可以为非弹性部件。
9.根据权利要求8所述的配重组件，其特征在于，所述缓冲件(2)为弹簧，
制造所述弹簧所用的材料与第一配重块所用的材料相同。
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Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN111667928B (zh) * 2020-06-19 2022-09-16 中国科学院近代物理研究所 一种铅基反应堆燃料组件锁紧结构
CN112670000B (zh) * 2020-12-11 2024-03-22 中广核研究院有限公司 柔性控制棒组件及其星形架

Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN1067983A (zh) * 1991-05-15 1993-01-13 法玛通公司 用于核反应堆控制棒束垂直导向的装置
CN102708935A (zh) * 2012-03-23 2012-10-03 中广核工程有限公司 核电站模拟控制棒组件
CN102770922A (zh) * 2010-10-07 2012-11-07 巴布科克和威尔科克斯核能股份有限公司 控制棒/控制棒驱动机构的联接件
CN103377719A (zh) * 2012-04-13 2013-10-30 巴布科克和威尔科克斯M能量股份有限公司 控制棒组件撞击限制器
CN104167226A (zh) * 2014-09-05 2014-11-26 中国科学院合肥物质科学研究院 一种可实现临界及次临界运行实验的液态金属冷却反应堆实验系统
CN105761765A (zh) * 2016-03-30 2016-07-13 中国核动力研究设计院 一种实现反应堆控制棒缓冲功能的星形缓冲结构及其方法

Family Cites Families (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US8526563B2 (en) * 2010-08-24 2013-09-03 Babcock & Wilcox Mpower, Inc. Terminal elements for coupling connecting rods and control rods in control rod assemblies for a nuclear reactor

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN1067983A (zh) * 1991-05-15 1993-01-13 法玛通公司 用于核反应堆控制棒束垂直导向的装置
CN102770922A (zh) * 2010-10-07 2012-11-07 巴布科克和威尔科克斯核能股份有限公司 控制棒/控制棒驱动机构的联接件
CN102708935A (zh) * 2012-03-23 2012-10-03 中广核工程有限公司 核电站模拟控制棒组件
CN103377719A (zh) * 2012-04-13 2013-10-30 巴布科克和威尔科克斯M能量股份有限公司 控制棒组件撞击限制器
CN104167226A (zh) * 2014-09-05 2014-11-26 中国科学院合肥物质科学研究院 一种可实现临界及次临界运行实验的液态金属冷却反应堆实验系统
CN105761765A (zh) * 2016-03-30 2016-07-13 中国核动力研究设计院 一种实现反应堆控制棒缓冲功能的星形缓冲结构及其方法

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
中国铅基研究反应堆概念设计研究;吴宜灿 等;《核科学与工程》;20140630;第34卷(第2期);第201-208页 *

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