CN107112057A - 包括含有可拆卸紧固的上中子屏蔽装置的外壳的用于sfr核反应堆的燃料组件 - Google Patents

包括含有可拆卸紧固的上中子屏蔽装置的外壳的用于sfr核反应堆的燃料组件 Download PDF

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Abstract

用于核反应堆的燃料组件，包括纵向轴线(X)的外壳，所述外壳具有包含核燃料销的中心部分和形成所述组件头部的上部，所述上部包含包括中子吸收剂的上中子屏蔽(UNS)装置和用于可逆地锁定所述外壳的装置和形成UNS头部的可移动重物，所述重物被配置为能够在给定的过程中相对于UNS的其余部分平移移动，所述锁定装置被构造成使得UNS和外壳可以通过借助于UNS提取夹具沿着纵向轴线移动所述可移动重物而被锁定和解锁，该夹具的指状物与可移动重物啮合，并且UNS的其余部分在外壳内部处于向下的纵向邻接处。

Description

包括含有可拆卸紧固的上中子屏蔽装置的外壳的用于SFR核 反应堆的燃料组件
技术领域
本发明涉及一种用液态金属特别是液态钠冷却的快中子核反应堆(即所谓的SFR(钠快反应堆))的燃料组件，其形成称为第四代反应堆的反应堆系列的一部分。
本发明的目的首先是提供一种在第四代反应堆技术演示项目洗礼的ASTRID中可以短期使用的燃料组件。
此外，本发明目标的燃料组件不仅可以用于集成型核反应堆，即其中初级钠回路及其泵送装置完全封闭在还含有热交换器的容器中，而且还可用于环路型反应堆，即其中中间热交换器和用于泵送初级钠的装置位于容器外部。
燃料组件是指包括燃料元件的组件，并且被装载到核反应堆中和/或从核反应堆卸载。
SFR燃料组件是指适合于在用液态钠冷却的快中子核反应堆(即所谓的SFR)中被辐射的燃料组件。
背景技术
意图用于用液态钠冷却的快中子反应堆(SFR)中的燃料组件，包括在其上部的通常用表述“上部中子屏蔽”或缩写UNS表示的中子屏蔽装置。读者可以参考出版物[1](法文)。
图1示出了已经在以名称“Phénix”已知的SFR核反应堆中使用的燃料组件1。这种沿着纵向轴线X伸长的组件1首先包括六边形横截面的管或护罩(shroud)10，其上部11形成组件的头部，并且通常包含UNS(未示出)，其中间部分12包含燃料棒(未示出)。换句话说，部分11,12在其整个高度上形成具有相同六边形横截面的单个管状包装物10或护罩。组件的头部11包括在其中引导的中心孔110。最后，组件1在护罩10的延续部中包括形成组件鼻部的下部13。组件的鼻部13具有圆锥形或圆形的远端15，以便可垂直地插入反应堆堆芯的栅板(diagrid)中。组件的鼻部13包括在其周边的在其中引导的孔16。
因此，当燃料组件处于其安装结构时，即在负载到反应堆芯中的位置时，阳模形式的组件1的鼻部13被插入反应堆的栅板的孔中，因此组件1保持在后者中，其纵向轴线X垂直。初级钠可以循环通过组件1的内部，从而通过热传导吸收由燃料棒发出的热量。因此，钠通过鼻部13中的孔16被引入，并且在穿过燃料棒束之后通过头部11中的中心孔110离开。
如图1更好地所示，组件鼻部13的横截面小于组件护罩10的六边形横截面。这两个横截面10、13之间的连接部17形成相对圆形或圆锥形的肩部，从而允许与反应堆堆芯的栅板形成球/锥形连接部。
组件的中心部分12包括多个核燃料棒。每个棒采取包层的形式，其内部堆叠有裂变材料颗粒的柱14，在其颗粒中发生放热的核反应。所有的柱14都定义了通常所说的裂变区，该区大致位于组件1的上方。它在图1中以黑色矩形的形式示意性地示出。
UNS，诸如包含在头部11中的UNS，包含中子吸收材料以限制通过热交换器的次级钠的活化，以减少通常称为“堆芯覆盖塞(CCP)”的反应堆塞结构的辐射损伤，最后保证对位于反应堆平板上方的人员的放射防护。
图2和2A示出了集成到在Phénix反应堆中使用的燃料组件1的头部11中的UNS 2。这样的UNS 2由密封的管状套筒20和在下部的由更致密的钢制成的护罩10组成，在所述套筒中插入由碳化硼21制成的块体和由钢22制成的块体。这样的UNS 2可拆卸地容纳在限定燃料组件的机械结构的护罩10内部。如图2A中可见，护罩10在其中心限定了用于钠内部循环的通道100。
图3和3A示出了集成到以名称“Superphénix”已知的SFR核反应堆中使用的燃料组件1的头部11中的UNS 2。这样的UNS 2由连接到六边形护罩10的致密钢套筒20组成。在这种类型的组件1中，裂变区14包括在其上部的贫化铀氧化物颗粒堆，该堆被称为“上轴向再生区(blanket)”(UAB)，其功能是使中子通量平坦化并且其长度L相对较大-约300mm。
在关于ASTRID反应堆的燃料组件1的设计方面进行的各种研究的背景下，设计人员开发了具有固定UNS的初步燃料组件版本。根据该初步版本的燃料组件1在图4和4A中示出：UNS 2由非密封的管状套筒20组成，其中插入有碳化硼21，管状套筒20固定地容纳在六边形护罩10的壁中。该UNS含有足量的中子吸收材料，以满足对于ASTRID第四代反应堆关于次级钠活化设置的标准。
事实上，拟在ASTRID反应堆中使用的燃料组件的UNS有三个主要的防辐射规范，即：
-对次级钠活化的限制，
-对堆芯覆盖塞(CCP)结构的辐射损伤的限制，
-位于反应堆平板上方的人员的辐射防护。
这些主要的UNS规范对于任何类型的反应堆整体是有效的。
然而，由于在裂变燃料的顶部和UNS的底部之间存在最小的中子通量吸收结构，即用于Superphénix反应堆的燃料组件的结构如UAB结构(具有相当长的长度)，目前ASTRID反应堆的结构特别不适应(unaccommodating)。具体来说，如下所述，其原因与堆芯具有低空隙系数(LVC)的规范有关，这要求在燃料棒和UNS底部之间存在一定体积(增压(plenum))的钠，也与在燃料棒的上部缺乏转换区(fertile blanket)有关，这种缺乏与第四代反应堆具有抗扩散性(proliferation resistant)的规范特别相关。
换句话说，被意图在ASTRID反应堆中使用的燃料组件的UNS所看到的中子注量(fluence)水平明显高于在现有的SFR反应堆中使用的任何燃料组件，即具有UAB结构并且用于其堆芯不是LVC的反应堆中的燃料组件。
在这些条件下，如图3和3A所示的Superphénix燃料组件的结构不可用，因为由致密钢制成的UNS 2将提供完全不充分的中子屏蔽，除非UNS的高度大大增加，这对于ASTRID型反应堆的堆芯的高度将是完全不可接受的。
在ASTRID背景中，UNS还必须符合安全规范。这是一个促进钠空隙效应的问题，钠空隙效应称为“增压效应”，这是具有对瞬态(transient)有利的响应和负的钠空隙系数的LVC(低空隙系数)反应堆堆芯的特征。这里将要回顾的是，当冷却剂不再存在于堆芯中时，空隙系数(以元(dollars)表示)表示反应堆的倍增因数的变化。如果该系数为正，则空隙导致堆芯的反应性和功率增加。如果是负，这种效应将倾向于阻止链反应。元是反应性的单位。1元($)对应于相对缓发中子份额计数的反应性增加。
该安全规范是一项全新的规定，从未对任何已经运行或正在运行的快核反应堆进行规定。它必然要求用高度富含硼10B的碳化硼B4C制成的吸收剂用于UNS的下部，这决定性地排除了致密钢制的UNS诸如Superphénix UNS。这与由UNS的这个较低部分所看到的高流量水平结合，由于缺乏UAB，如上所述，导致在辐射下由B4C产生的氦量非常大。
这样做的直接后果是，对于密封的UNS设计，需要提供膨胀容器，即允许产生的气体容纳的自由容积，对于约为100巴的压力约800毫米的高度。然而，这种膨胀容器在散装(bulk)和安全方面都是不可接受的。因此，将堆芯的高度增加一米特别意味着将容器的高度增加2米，导致所需的初始投资显著增加。此外，如果存储在膨胀容器中的大量气体失去遏制，则存在堆芯功率快速瞬变(transient)的风险。
由于所有这些原因，例如在用于Phénix反应堆的燃料组件(例如图2和2A所示)中使用的密封UNS设计在ASTRID燃料组件中是不可用的。
最后，UNS必须符合涉及拆卸组件第一步的规范。一方面，该步骤必须允许分别处理中子吸收元件和核燃料元件，另一方面它必须与辐射后组件所经受的储水和洗涤过程相容。
这两个规范不是新的，但对于诸如ASTRID的第四代反应堆的燃料组件而言，可能比对于以前的快中子反应堆的情况而言更为重要。
具体来说，如果分别参考Phénix和Superphénix反应堆的燃料组件，即图2和图3所示的组件，则UNS不可拆卸地被容纳在燃料组件的护罩中。当这些已知的组件被拆除时，有必要切割辐射的组件，这是非常难以自动化的繁重的切割操作，并且需要特定的单元(cells)和零件以及非常昂贵的附加存储空间。
因此，对于诸如ASTRID的第四代反应堆，本发明人得出的结论是，较好的是在UNS和燃料组件的其余部分之间开发易于拆卸的连接件，以便允许UNS被操作夹具式装置所拔取。此外，较好的是在洗涤操作进行燃料组件的储水之前，UNS在钠或者气体中是可拆卸的，这些操作在目前对于从由B4C制成的吸收元件形成的非密封型UNS来说是不可想象的。
具体来说，迄今为止在研发中研究的除钠技术都没有任何理由相信有可能在工业规模上获得完全并有效的钠去除，这与池储存不相容，例如在ASTRID反应堆中提供的池储存。洗涤后UNS中残留钠的存在，更准确地说是在中子吸收剂和包层之间的游隙(play)中，意味着如果将组件长时间储存在水中，具有钠和水之间存在意想不到的和不受控制的反应的风险。
因此，对于非密封型UNS，在洗涤操作之前，有必要使其可能的是将UNS与燃料组件的其余部分分离。在洗涤前UNS可拆卸的这个要求是有效的，无论最终用于存储辐射组件的存储解决方案是内部还是外部解决方案。在外部存储解决方案的情况下，在Phénix或Superphénix反应堆中实施的类型的存储鼓将是卸载UNS的理想场所，该操作然后在钠下在线进行，不需要额外昂贵的设备，并且不影响反应堆的可用性水平，因为在反应堆运行时可以进行拆卸操作。在内部存储解决方案的情况下，有必要能够在用于操作组件的操作烧瓶中在线气体氛围下卸载UNS。
鉴于上述所有功能规范，本发明人得出结论，ASTRID第四代SFR反应堆燃料组件必须满足以下设计标准：
-在UNS和组件的其余部分之间必须存在可拆卸的机械连接，以便在洗涤操作之前允许UNS在线从组件中拔取，无论是在钠冷却储存鼓中还是在为此目的提供的气体冷却操作烧瓶；
-B4C中子吸收剂的单位面积份额必须与图4和4A所示的初步燃料组件版本的不可拆卸UNS类似，并且必须有利于上述增压效应，而不会显著增加UNS的高度和因此增加反应堆堆芯组件的高度；
-用于将UNS固定到组件的其余部分的装置的轴向范围必须最小化，以便不显著增加UNS的高度和因此显著增加反应堆堆芯组件的高度。
此外，可拆卸的机械连接必须：
-允许燃料组件使用相同类型的夹具(无论组件是否装备有UNS)在操作烧瓶中或在存储鼓中进行操作；
-是强健的，即它必须具有低的故障风险，无论是在反应堆中不合事宜的失活(特别是被丢到燃料棒束上的风险，这在安全性方面显然是不可取的)，以及关于在用夹具拔取期间的卡住/捕获(seizure)(这将降低反应堆的可用性水平)。
因此，本发明人试图从已经在核反应堆容器中使用的已知的可逆紧固解决方案中鉴定出可用于将UNS可拆卸地连接到ASTRID第四代SFR反应堆中的燃料组件的其余部分的那些。
已知的解决方案可以分为两类。
这些类别中的第一类涉及将UNS和核组件可拆卸地连接的方式。
因此，专利FR2402923公开了一种用于核反应堆，特别是SFR反应堆的燃料组件，其包括组件头部，该组件头部还包括致密钢UNS，其通过横向于组件的纵向轴线定位的销系统或通过卡口系统可靠地和可逆地紧固到组件的其余部分。根据专利FR2402923的组件由于多种原因与上述功能规范不兼容。首先，组件的操作头部与UNS是一体的，因此无论是否装备有UNS，组件都不能用同样的夹具来操作。此外，销基或卡口连接系统在操作过程中必须承受组件的重量，这样造成了很难接受的安全隐患，即连接中断的风险。最后，UNS不能在线拆卸，一旦UNS头部组件被移除，就不可能操作组件的其它部分。
专利FR2513797还公开了一种用于具有可拆卸UNS的核反应堆，特别是用于快中子反应堆的燃料组件。所公开的UNS由包含中子吸收材料并通过以120°设置的三个板保持在组件中心的圆柱形胶囊体组成，这些板的上部形成用于夹持组件的头部，这些板每个通过焊接销、通过嵌入和焊接的异形角或通过焊接的扣钩(clasps)紧固到组件主体。根据专利FR 2513797的组件具有与根据专利FR2402923的组件相同的与用于ASTRID第四代SFR反应堆燃料组件的功能规范的不兼容性。此外，本文件中公开的胶囊体，即含有中子吸收材料的胶囊体是密封的，并且将在ASTRID第四代SFR反应堆的操作条件下需要相对于该组件的高度和堆芯的安全性非常不利的膨胀容器。
专利US4935197还公开了一种用于核反应堆的燃料组件，其具有可拆卸的UNS。所公开的UNS由一束中子吸收剂棒组成，所述中子吸收剂棒通过螺纹连接或通过卡口式连接紧固到燃料组件的头部，该头部本身通过螺纹连接固定到具有六边形横截面的护罩上。再次地，根据专利US 4935197的组件具有与根据专利FR 2402923和FR 2513797的组件相同的与用于ASTRID第四代SFR反应堆燃料组件的功能规范的不兼容性。特别地，将所公开的螺纹连接件在线地拆卸或重新安装是完全不可设想的。此外，即使在操作烧瓶中进行这些拧松和拧紧操作，本发明人认为，由于反应堆停留后的多种变形源、长时间机械损伤和捕获，例如辐射膨胀、蠕变、辐射脆化、在操作过程中施加到头部的机械负载、钠环境等，实际上不可能确保这些在液-钠冷却反应堆环境中连接的可靠性。这种缺乏可靠性也适用于在组件头部和护罩之间的卡口连接，因为很难相信这种类型的机械连接可以在操作期间可靠地承受燃料组件的负载。
总而言之，可拆卸的UNS连接类别中的已知解决方案不适用于UNS与ASTRID第四代SFR反应堆燃料组件的其余部分之间的联系，主要原因如下：
-已知的连接在线不可拆卸；
-燃料组件必须通过UNS操作：组件的操作头部与UNS同时取出，这意味着在UNS被拔取之后不再可能用相同的夹具操作组件。因此，UNS和组件之间已知的连接必须承受组件在操作过程中的重量，这样造成在安全性方面难以接受的风险，即连接在操作过程中会断裂的风险。
第二类别涉及在核反应堆容器中发现的其它可移除装置中使用的锁定/解锁解决方案。
专利EP 0312416公开了一种可逆地紧固(减压)流量调节装置的方式，该装置位于用于快中子反应堆的燃料组件的头部中，该装置利用用于操作组件的夹具在线地可拆卸。该专利还描述了一种锁定系统，该锁定系统由枢转指状物组成，所述枢转指状物通过夹具的垂直平移(translation)间接地枢转。同样，专利EP0312416中提出的解决方案不允许满足ASTRID第四代SFR反应堆燃料组件的功能规范(如上所述)。具体地，所公开的锁定系统首先具有太大的轴向范围，并且组件头部中所需的内肩部意味着径向横截面减小太多。此外，所公开的系统在任何情况下都不允许在捕获时锁定指状物被机械地强制。最后，所公开的减压装置通过与用于操作组件的夹具相同的夹具来操作，并且不可能在没有先前去除减压装置的情况下操作组件，这与工业核反应堆预期的可用性水平不相容。这最后两点将甚至阻止在快速核反应堆中尝试使用。
专利BE558245公开了一种用于可移除地将燃料元件紧固在UNGG反应堆的垂直通道中的解决方案，其具有枢转指状物的系统，该枢转指状物通过夹具相对直接地枢转并且允许燃料元件被锁定就位。同样，专利BE558245中公开的解决方案具有相同的与ASTRID第四代SFR反应堆燃料组件的功能规范的不兼容性。特别地，通过指状物的枢转运动实现的锁定只是为了防止燃料元件在重力作用下落下，即阻挡向下的轴向平移。换句话说，该锁定不允许诸如可移除UNS的装置的弹出在被冷却剂施加的阻力下被阻止。此外，在该专利中，通过弹簧来确保枢转指状物的返回，这种解决方案在快中子反应堆中没有位置，因为它不被认为是可靠的，因为存在弹簧的弹性在辐射下发生变化的风险。
专利申请EP 2741298A1公开了一种用于在实验辐射用仪器保持器中夹持和锁定/解锁核材料样品的夹持器的系统，该系统的两个主要目的是提供一种不包括移动部件的操作夹具，并且确保将样品夹持器密封锁定到夹具上。为此，所公开的锁定/解锁系统实现了许多小的可移动部件，其描述了精确且相当复杂的运动，其与密封锁定目标结合需要紧密配合。该系统不适合用于诸如ASTRID的技术演示装置的燃料组件的重型部件例如UNS的在线操作。此外，锁定/解锁系统包括用于返回这些部件的复位弹簧，其在快中子反应堆中没有位置，如专利BE558245所示。
总之，就像已知的可拆卸UNS连接一样，上面分析的可移除反应堆装置的已知锁定系统将不允许正确满足UNS与ASTRID第四代SFR反应堆燃料组件的其余部分之间连接的规范。
因此，需要改进UNS与燃料组件的可拆卸连接，特别是为了满足UNS与ASTRID第四代SFR反应堆燃料组件的其余部分之间的连接的规范。
本发明的目的是至少部分地满足这一需要。
发明内容
为此，本发明的一个主题是用于核反应堆的燃料组件，特别是用于钠冷却的SFR反应堆的燃料组件，其包括意图垂直插入反应堆的堆芯的栅板中的纵向轴线(X)的护罩，所述护罩包括容纳核燃料棒的中心部分和形成所述组件的头部的一部分的上部，所述上部容纳包括中子吸收剂的上中子屏蔽(UNS)装置和用于可逆地锁定所述护罩的装置和形成UNS头部的重物，所述重物在给定的过程中相对于UNS的其余部分可平移移动，所述锁定装置被构造成使得UNS和护罩可以通过借助于UNS拔取夹具沿着纵向轴线移动重物而被锁定和解锁，该夹具的指状物钩入重物中，并且UNS的其余部分在护罩的内部处于向下的纵向邻接处。
根据一个有利的实施方案，组件的头部还包括孔或凹槽，其适于与操作夹具的指状物相互作用，以允许组件被操作，无论其是否装备有其UNS，用于操作组件的夹具具有与UNS拔取夹具相同的操作运动。
诸如所定义的燃料组件允许满足UNS与ASTRID第四代SFR反应堆燃料组件的其余部分之间的连接的规范。
为了达到本发明的定义，本发明人作了如下分析。
为了增加并达到与不可拆卸套筒式UNS相同量级的中子吸收材料单位面积份额，例如图4和图4A所示的初级版本的那样，这显然必要的是使UNS的外径最大化，以使其尽可能靠近六边形横截面的护罩的内径。
然而，在通过组件头部拔取的可移除UNS的情况下，用于由操作夹具夹持的组件头部内径的减小事实上限制了UNS的外径。这种直径损失只有UNS高度的大幅度增加才可以赔偿。
此外，基本上由于以下原因，在于将UNS紧固到组件头部和在组件头部和六边形护罩之间展开可拆卸的机械连接的解决方案，即限定可拆卸组件头部的解决方案，是不期望的：
-操作组件的所有应力然后将通过这种连接过渡，因此如果在堆芯以上操作燃料组件的阶段期间的连接失败的情况下，无论是在安全方面(危及堆芯的机械完整性)和还是可用性方面(组织非常耗时的特殊干预措施)，将成为风险的来源，这将是非常难以接受的；
-这样的设计只能很难地满足组件无论是否配备了UNS都可以使用相同的夹具来操作的规范要求。具体来说，有必要能够在拔取组件之后安装新的操作头部，这在先前看起来很复杂，因为在每个操作运动期间需要具有可获得的多个头部的储备，在任何情况下这对于内部存储解决方案是不可预知的，其中这些操作必须在操作烧瓶中在线进行；或者在组件头部上方的组件壁中提供第二夹持界面，这将导致组件制造的明显复杂化，或者甚至与某些规范的不相容性，例如钢结构在燃料棒以上的区域中不存在以便提高增压效应的规范。
因此，发明人得出的结论是有必要：
-限定在操作期间用于夹持组件的新界面，以便提供具有接近六边形横截面的护罩的内径的外径的可拔取UNS；
-为UNS限定新的扣合和锁定装置，其具有相对于所需中子吸收材料的高度为二级的轴向范围，即在诸如ASTRID的反应堆的背景中约10厘米的程度。
根据本发明的用于将UNS可逆地锁定到组件头部的装置具有小的轴向范围。因此，可移除UNS的生产对燃料组件的高度没有影响。
另外，对于不可拆卸的UNS的套筒，如在ASTRID核反应堆的初步版本中所设想的，并且在图4和4A中示出的，本发明人已经能够减小根据本发明的可拆卸UNS的套筒的内径，而不会显著增加压力损失。
最后，凭借具有用于其操作的孔或凹槽的组件头部结构，有利地可以增加可移除UNS的外径，以使其更接近于不可拆卸的UNS的外径，例如图4和4A中所示。
利用锁定装置的小的轴向范围、小的UNS内套筒或包装物直径和后者的大的外径，相对于根据现有技术的不可拆卸的UNS，可以增加可移除UNS内的中子吸收材料的体积。本发明人已经表明，有可能达到一定体积的中子吸收材料，其数量基本上与不可拆卸的UNS相当，如在ASTRID核反应堆的初步版本中所设想的。
根据一个有利的特征，UNS头部可以包括形成UNS的中子吸收剂的塞子并支撑锁定装置的部件。
根据一个有利的实施方案，锁定装置由安装成能够在垂直平面中枢转的指状物组成。根据该实施方案，每个指状物优选地安装成能够围绕紧固到塞子上的枢轴销枢转。
根据一个有利的变型，重物包括固定销，每个固定销适合于在枢转指状物中的狭槽内部滑动，该重物的垂直平移运动使销在狭槽中滑动，从而使指状物枢转。
重物优选地包括内部凹槽，UNS拔取夹具的指状物可以钩在该内部凹槽中。
还优选地，组件的护罩包括内部凹槽，锁定装置的指状物可以插入其中以形成用于UNS的上部止动件(stop)。
有利地，UNS不是密封型的。
根据一个变型实施方案，UNS包括一个或多个空心柱，其被紧固到塞子上并且穿过重物，所述一个或多个柱适合于使其抵靠拔取夹具的平移可移动部分，以便在解锁操作期间在重物和UNS的其余部分之间产生上升的相对运动。这些柱允许钠流过UNS，和将在辐射下产生的氦释放(非密封型UNS设计)。
或者，UNS包括位于塞子外部的套圈，该套圈适合于使其抵靠在夹具的的平移可移动部分，以便在解锁操作期间在重物和UNS的其余部分之间产生上升的相对运动。
代替密封的UNS，可以设想密封的UNS，特别是对于其中在辐射下由中子吸收材料产生的气体体积将为零或低的反应堆，其中对以下条件任何一种情况都是如此：
-在UNS底部没有使用高度富集的B4C，通常在没有LVC效应的规范的情况下，
-或者使用UNS明显较低的中子通量水平，通常在裂变燃料上方存在上轴向再生区的情况下，
-或使用除B4C之外的材料，且不包括10B，通常在使用UNS具有明显较低通量水平的条件的情况下。
根据一个变型实施方案，UNS包括容纳和支撑中子吸收剂块体的套筒和紧固到套筒顶部的塞子。
或者，UNS包括容纳中子吸收剂棒的包装物和紧固到包装物的顶部并支撑这些棒的塞子。代替包装物，可以设想用于维护棒的网格。
组件优选地包括紧固到护罩内部的部分，在UNS的底部形成下轴向止动件。
放置在UNS中的中子吸收剂可以选自碳化硼(B4C)、铪(Hf)、二硼化铪(HfB2)、二硼化钛(TiB2)、铁硼化物(FeB)、二氧化铀(UO2)和稀土元素。
优选地，在非密封型UNS中使用诸如B4C(碳化硼)、HfB2(二硼化铪)、TiB2(二硼化钛)、FeB(硼化铁)的氦产生中子吸收剂。
还优选地，在密封的UNS中使用不产生氦的中子吸收剂，例如二氧化铀(UO2)、铪(Hf)、稀土元素。
本发明的另一主题是一种用于操作燃料组件的方法，无论其是否配备有上述的UNS，其中使用与用于拔取UNS的夹具相同类型，并且优选地相同的操作夹具。
本发明的另一主题是一种为不具备UNS的新燃料组件装备从上述辐射的燃料组件拔取的辐射的UNS的方法。
本发明还涉及如上所述的燃料组件在快中子核反应堆中的应用。反应堆可以是液态金属或气体冷却的反应堆，所述液态金属选自钠、铅或铅-铋。
具体实施方式
通过参考以下附图阅读通过非限制性说明给出的本发明的详细描述，本发明的其它优点和特征将变得更加清楚，其中：
图1是已经在钠冷却的SFR核反应堆中使用的根据现有技术的燃料组件的外部透视图；
图2是根据现有技术的燃料组件的头部的纵向半横截面图，示出了已经在“Phénix”核反应堆中使用的上中子屏蔽(UNS)装置；
图2A是图2中组件的UNS的横向截面图；
图3是根据现有技术的燃料组件的头部的纵向截面图，示出了已经在“Superphénix”核反应堆中使用的上中子屏蔽(UNS)装置；
图3A是图3中组件的UNS的横向半截面图；
图4是根据现有技术的燃料组件的头部的纵向截面图，示出了作为为“ASTRID”核反应堆设想的初步版本的上中子屏蔽(UNS)装置；
图4A是图4中组件的UNS的横向截面图；
图5是根据本发明的示例性燃料组件的部分纵向截面图，示出了打算在“ASTRID”核反应堆中使用的上中子屏蔽(UNS)装置；
图5A是图5中组件头部的部分纵向截面图；
图5B是图5中组件头部的俯视图；
图6A至6E是部分纵向截面图，示出在根据本发明的示例性燃料组件(例如图5至图5B所示)中操作、插入和锁定UNS的各种步骤；
图7是根据本发明的燃料组件的护罩的变型的头部的纵向横截面视图；
图8是根据本发明的另一示例性燃料组件头部的部分纵向截面图，示出了打算在“ASTRID”核反应堆中使用的上中子屏蔽(UNS)装置；
图8A是图8中的组件头部的俯视图，示出了UNS的夹持头部的布置；
图8B是图8中的UNS的横向截面图，示出了UNS的吸收元件的布置；
图9A和9B是部分纵向截面图，示出在例如图8至图8B所示的根据本发明的另一示例性燃料组件中锁定和解锁UNS的两个步骤。
为了清楚起见，在图1至9B中，相同的附图标记已被用于指代燃料组件和上中子屏蔽(UNS)装置的相同元件，而不管它们是根据现有技术还是根据本发明。
在本申请中，术语“垂直”、“下”、“上”、“底”、“顶”、“之下”和“之上”被理解为相对于燃料组件，如在核反应堆的垂直构型中。
已经在前文中详细描述了与现有技术有关的图1至图4A，因此在下面没有评论。
现在参考图5，现在将描述根据本发明的燃料组件1，例如其旨在用在ASTRID SFR核反应堆中。就根据现有技术的意图用于快中子反应堆的燃料组件而言，根据本发明的组件1沿着纵向轴线X是伸长的，并且包括六边形横截面的护罩10，其上部11形成组件的头部，并且其包含称为UNS的中子屏蔽装置2。组件1的中心部分12包含燃料棒(未示出)。
最后，组件1在护罩10的延续部中包括形成组件鼻部的下部13。组件的鼻部13具有圆锥形或圆形的远端，以便能够垂直地插入反应堆堆芯的栅板中。组件的鼻部13还包括在其周围的导入其中的孔，用于在组件内部循环钠。
组件的头部11在其内部包括内部通道100，该内部通道100由UNS 2界定为自由的，并且通向本身通向外部的中心孔110(图5和5A)。组件的头部11还包括在护罩10中制造的连续的内部凹槽110和紧固到护罩10的内部的下部支撑部件102。
如图5至图6E所示，根据本发明的组件的头部11包括成角度规则地分布的孔18，每个孔适于与用于操作组件的夹具的指状物相互作用，如下面所解释的。
如图5至图6E所示，根据本发明的UNS 2包括通过中子吸收材料容纳碳化硼B4C的块体21的套筒20。
UNS 2还包括紧固到套筒20的顶部并将块体21保持在套筒中的塞子23。
UNS 2还包括塞子23上方的形成UNS头部的重物24。重物24安装成相对于塞子23可自由地平移运动，但仅在给定的行程中，由肩部231、242形成的塞子23和重物24内部的止动件彼此相互作用以便一旦行程经历过就保持它们在一起。重物24具有连续的内部凹槽240，其适于与UNS拔取夹具3的指状物相互作用，如下所述。重物24最后包括三个固定销241。
UNS 2的头部还包括锁定指状物25，其被安装成能够围绕塞子23的固定枢轴销230枢转，以使得指状物25在垂直平面中枢转的方式。如图5B所示，锁定指状物25的数量是三个，并且以彼此120°分布。不言而喻，指状物25的数量可以不同，尽管它们将优选地仍然成角度地围绕冠部24的周边规则地分布。每个指状物25包括适于与在护罩10中产生的连续内部凹槽110相互作用的锁定端250和在所示示例中为长圆形的通槽251。
根据本发明，重物安装成可以平移地自由移动的事实允许当重物24朝向塞子23移动时，每个固定销241在狭槽251的内部滑动，从而导致指状物25在垂直平面中并且朝向UNS2的外部枢转，并且因此指状物25插入到护罩10的内部凹槽101中，如下所述。然后，通过销241搁置在指状物25上的重物24防止它们朝着UNS的内部枢转并且将它们锁定在凹槽101中的适当位置。
因此，当UNS 2在燃料组件1中处于其锁定位置时，即当其如图5、5A、5B、6C、6D、6E、8、8A、8B和9B所示时，UNS 2的下部即套筒20的底部，被紧固在护罩10内部的支撑部件102支撑，从而可以确保UNS 2侧向保持，并且任何向下的平移运动被阻挡，并且UNS 2的上部通过将指状物25插入到组件头部11的凹槽101中而被锁定就位，即通过其重物24，这使得可以确保任何向上的平移运动被阻挡。
有利地，一个或多个空心柱26被布置并且被紧固到塞子23并且也穿过重物24(图6A至6E)。优选地，这些柱26的数量是三个，并且以彼此120°分布。不言而喻，柱26的数量可以不同，尽管它们优选成角度地围绕塞子23的周边规则地分布。在塞子23和重物24分离的极端位置，如图6A所示，所述一个或多个柱从重物处突出。
这些空心柱26中的每一个具有以下功能：
-它在塞子23和重物24之间形成滑动连接，以便赋予这两个部件之间的相对平移运动最大稳健性；
-其形成通气口，允许套筒20充满钠和氦从套筒中排出；
-允许下述的拔取夹具3的头部30在解锁UNS的操作期间机械地迫使指状物25枢转。
这里将注意到，在本发明的上下文中，表述“拔取夹具”用于表示用于通过重物24夹取UNS 2的夹具3，因为该夹具不旨在用于将UNS 2插入反应堆容器中组件的其余部分。换句话说，夹具3不旨在用在反应堆容器中进行该插入操作。
因此，当UNS 2要从组件头部11解锁时，夹具3的头部30抵靠每个柱26，以便在重物24和UNS 2的其余部分之间产生相对的上升运动，因此减轻了在钠中停留后容易看到的机械性捕获效果。换句话说，凭借这些柱26，即使在机械捕获的情况下也可以确保UNS可靠地解锁。
描述的所有锁定/解锁装置被设计成使机械捕获的风险最小化。各种装置的所有运动都不需要精确的配合，所有部件之间可能会有大量的动作(play)。允许通过柱26强制最终捕获的功能允许改进解锁组件的稳健性，和因此保证UNS从其组件在线拔取，并且因此保证包含根据本发明的组件的核反应堆的可用性水平。
参考图6A至6E，现在将按时间顺序描述降低、插入和锁定UNS 2到燃料组件1中的步骤，这些步骤通过拔取夹具3进行。
应当注意的是，如已经提到的那样，夹具不旨在用于在ASTRID反应堆期间将UNS 2插入到燃料组件1中，而是在容器外部进行的安装操作期间使用。然而，为了描述锁定/解锁装置的操作，描述了使用拔取夹具3将UNS插入到组件中。此外，该插入操作可以在反应堆容器外部，特别是在外部存储桶中进行，并且与拔取操作相反。
拔取夹具3通过UNS的重物24夹持UNS 2。拔取夹具3包括头部30，其中夹持指状物31被安装成能够在垂直平面中枢转，并且夹具的头部30被安装成相对于指状物31可自由平移地运动。将指状物31插入重物24的内部凹槽240中允许其被夹持，并且头部3被安装成相对于夹具3的其余部分可自由地平移运动的事实允许当UNS 2由指状物31保持时，在重物24和塞子23之间产生相对的轴向运动。
首先进行接近和插入的阶段，其中夹具3沿组件纵向轴线X将UNS 2插入组件1中(图6A)，直到套筒20的底部与紧固到护罩上的支撑部件102接触(图5A和6B)。
夹具3的可自由平移运动的头部30垂直向下平移运动继续进行，从而在重物24和塞子23之间产生相对的轴向运动。然后，分别由重物24的下肩部和塞子23的上肩部形成的止动件进一步移动分开。此外，重物24的向下垂直平移运动导致指状物25朝向外部枢转，因为该向下运动还使得固定到冠部24的每个销241在指状物25的对应狭槽251中滑动。通过朝向外部枢转，指状物25插入到护罩10的内部凹槽101中，这防止了UNS 2在燃料组件1中的任何相对向上的平移运动，从而将UNS 2锁定就位。
夹具3的头部30的下降继续，直到重物24抵靠塞子23(图6C)。
然后通过使指状物31向内部枢转而停止夹持器3的夹持(图6D)。然后可以从燃料组件1移除夹具3。
最后，夹具3升高，UNS 2通过插入并保持在护罩10的凹槽101中的指状物25插入并锁定到燃料组件1中(图6E)。重物24的重量保证了UNS 2被保持并锁定在燃料组件的头部11中，尽管在运行中由冷却剂施加了上升的液压推力。
现在将按时间顺序描述用于从燃料组件1解锁和拔取UNS 2的步骤。
在锁定位置，如图6E所示，重物24和塞子23抵接并且柱26从重物24突出。规定突起的高度略小于重物24和塞子23之间的最大相对轴向运动。
操作夹具3下降直到可平移运动的头部30抵靠柱26。
在重物24已经被夹具3的枢转指状物31(即，插入凹槽240中的指状物)夹持之后，可以相对于塞子23平移地移动重物24，并且因此使锁定指状物25朝向内部枢转。通过在狭槽251中滑动的销241使指状物25枢转。
然后从护罩10的凹槽101中拔取指状物25，并且将UNS 2从燃料组件1的其余部分解锁。
当柱26的上横向平面到达与重物24的上横向平面平齐时，可平移运动的头部30不再能够产生重物24和塞子23之间的相对的轴向运动。
然后只有夹具3的向上平移运动允许重物24拔取继续，直到重物24底部的肩部242抵靠塞子23顶部的肩部231。然后，UNS 2由夹具3升起，然后从燃料组件1中拔取出来。
刚刚描述的根据本发明的燃料组件1，其具有用于锁定/解锁其UNS 2的连接，允许满足第四代快中子核反应堆(例如ASTRID)的功能规范。
然而可以提供其它变型和改进，而不脱离本发明的范围。
因此，有利的是可以在在燃料组件2中插入和锁定UNS 2的步骤期间测量夹具3的轴向运动，以保证目标锁定是可操作的。
如图5至图6B所示，UNS 2的各种部件和锁定部件被设计成使钠流中的压力损失最小化。这也容易使锁定更加安全，即保证在核反应堆操作期间不存在任何重物24的弹出风险。
拔取夹具3可以不包括可平移运动的部分。具体来说，在没有捕获的情况下，仅使用夹具提高重物24可以允许锁定指状物25旋转，从而解锁UNS 2。
关于通过其护罩10对燃料组件1的实际操作，代替孔18，可以在护罩10内壁中提供连续凹槽19，如图7所示。该连续凹槽19也适用于与拔取夹具3具有相同操作运动的操作夹具的指状物31进行相互作用。
关于UNS 2的实际形式，代替容纳中子吸收剂块体21的套筒20，可以提供一种圆柱形包装物27，该圆柱形包装物27容纳以束形式布置的多个中子吸收剂棒28，如图8至图8B所示。从图8可以最好地看出，在燃料组件1中的UNS 2的插入和锁定位置中，支撑件27的下端270再次抵靠支撑部件102。
在所示示例中，包装物27具有圆形横截面，但是其可以具有不同的横截面，例如特别是六边形横截面。
包装物27的功能之一是保护棒28，特别是在将UNS 2从燃料组件1的其余部分拔取过程中。然而，除了包装物27之外，还可以设想其它的无包装结构，例如特别是用于保持棒的网格。
代替柱26，可以提供用于牢固地紧固到塞子23并且布置在重物24的周边上的套圈29。套圈29的上端在解锁位置中与重物24的上平面平齐(图9A)，并且在未锁定位置中突出(图9B)。轴承套圈29在重物24的周边上的布置允许在重物24的中心和周边产生最大的空间，因此限制压力损失，从而促使钠流过冠部24。在重物24的上部中设置了孔口271，其有利地数量为3个并且彼此间隔开120°规则分布(图8A)。此外，为了使钠流过棒28，排气孔(未示出)被集成到塞子23的上部。
关于保持棒束的结构，可以设想为燃料组件和用于控制SFR反应性的组件所开发的各种选项。通常可以在用于燃料组件的裂变棒束的底部中并且通常在用于控制反应性的组件的顶部(悬挂的束)设想用于支撑棒的轨道系统。接下来，特别是取决于棒环的数量及其直径，特别可以提供：
-如图8至图9B所示，与间隔线相关联的圆形横截面的圆柱形包装物；
-将所述支撑轨连接到沿着所述棒束定位的一个或多个间隔栅格的中心轴；
-环形环，其被部署与位于相对于支撑轨道的另一端的塞子平齐。
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Claims (20)

1.用于核反应堆特别是钠冷却的SFR反应堆的燃料组件(1)，其包括意图垂直插入反应堆堆芯的栅板中的纵向轴线(X)的护罩(10)，所述护罩包括容纳核燃料棒(14)的中心部分(12)和形成所述组件头部(11)的上部，所述上部容纳包括中子吸收剂的上中子屏蔽(UNS)装置(2)，用于可逆地锁定所述护罩(10)的装置(25)和形成UNS头部一部分的重物(24)，所述部分在给定的过程中相对于UNS的其余部分可平移移动，所述锁定装置(25)被构造成使得UNS(2)和护罩(10)可以通过借助于UNS提取夹具(3)沿着纵向轴线移动重物(24)而被锁定和解锁，该夹具的指状物(31)钩入重物(24)中，并且UNS(2)的其余部分在护罩(10)的内部处于向下的纵向邻接处。
2.根据权利要求1所述的燃料组件(1)，组件头部(11)还包括孔(18)或凹槽(19)，其适于与操作夹具的指状物(31)相互作用，以允许组件被操作，无论其是否装备有其UNS，用于操作组件的夹具具有与UNS提取夹具(3)相同的操作运动。
3.根据权利要求1或2所述的燃料组件(1)，其中所述UNS头部包括形成所述UNS(2)的中子吸收剂的塞子(23)并支撑所述锁定装置(25)的部件。
4.根据权利要求1或2所述的燃料组件(1)，所述锁定装置(25)由安装成能够在垂直平面中枢转的指状物(25)组成。
5.根据权利要求4结合权利要求2所述的燃料组件(1)，每个指状物(25)被安装成能够围绕紧固到塞子(23)的枢轴销(230)枢转。
6.根据权利要求4或5所述的燃料组件(1)，所述重物(24)包括固定销(241)，每个固定销适合于在枢转指状物(25)中的狭槽(251)的内部滑动，所述重物(24)的垂直平移运动使销(241)在狭槽(251)中滑动，从而使指状物(25)枢转。
7.根据前述权利要求任一项所述的燃料组件(1)，所述重物(24)包括内部凹槽(240)，UNS拔取夹具(3)的指状物(31)可以钩入其中。
8.根据前述权利要求任一项所述的燃料组件(1)，所述护罩(10)包括内部凹槽(101)，锁定装置(25)的指状物可以插入其中以形成用于UNS的上部止动件。
9.根据前述权利要求任一项所述的燃料组件(1)，所述UNS(2)不是密封型的。
10.根据权利要求1-9任一项所述的燃料组件(1)，其中所述UNS包括一个或多个空心柱(26)，所述空心柱被紧固到塞子(23)上并且穿过重物(24)，所述一个或多个柱适合于使其抵靠UNS拔取夹具(3)的平移可移动部分(30)，以便在解锁操作期间在重物(24)和UNS(2)的其余部分之间产生上升的相对运动。
11.根据权利要求1-9任一项所述的燃料组件(1)，其中所述UNS包括位于塞子(23)外部的套圈(29)，该套圈(29)适合于使其抵靠在夹具(3)的的平移可移动部分(30)，以便在解锁操作期间在重物(24)和UNS(2)的其余部分之间产生上升的相对运动。
12.根据权利要求1-8任一项所述的燃料组件(1)，所述UNS(2)是密封型的。
13.根据前述权利要求任一项所述的燃料组件(1)，所述UNS(2)包括容纳和支撑中子吸收剂块体(21)的套筒(20)，以及紧固到套筒(20)顶部的塞子(23)。
14.根据权利要求1-10任一项所述的燃料组件(1)，所述UNS(2)包括容纳中子吸收剂棒(28)的包装物(27)和紧固到包装物(27)的顶部并支撑棒(28)的塞子(23)。
15.根据前述权利要求任一项所述的燃料组件(1)，包括紧固到所述护罩(10)内部的部件(102)，形成所述UNS(2)的下轴向纵向向下止动件。
16.根据前述权利要求任一项所述的燃料组件(1)，放置在UNS中的中子吸收剂选自碳化硼(B4C)、铪(Hf)、二硼化铪(HfB2)、二硼化钛(TiB2)、铁硼化物(FeB)、二氧化铀(UO2)、稀土元素。
17.一种用于操作如权利要求1-16任一项所述的无论是否配备有UNS的燃料组件的方法，其中使用与用于拔取UNS的夹具(3)相同类型的操作夹具，并且优选地相同的操作夹具。
18.一种用于为未配备UNS的新燃料组件(1)装备从根据权利要求1至16任一项所述的辐射的燃料组件(1)拔取的辐射的UNS的方法。
19.根据权利要求1-16任一项所述的燃料组件(1)在快中子核反应堆中的用途。
20.根据权利要求19所述的用途，所述反应堆是液态金属或气体冷却的反应堆，所述液态金属选自钠、铅或铅-铋。
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