CN108140435B - 其壳配有刚度提高的隔离板片的钠冷快堆型核反应堆的组件 - Google Patents

Abstract

本发明涉及一种用于核反应堆、尤其用于钠冷快中子反应堆的组件，所述组件包括具有纵向轴线(X)的壳(10)，所述壳的每个主表面在中央部分具有用于与相邻组件隔离的板片(2)，板片具有向外凸起的部分，所述组件还具有增强衬筒(3)，增强衬筒附接并保持在壳(10)内，面对板片(2)布置。

Description

其壳配有刚度提高的隔离板片的钠冷快堆型核反应堆的组件

技术领域

本发明涉及一种燃料组件，用于由液态金属尤其是液态钠冷却的快中子核反应堆，其称为RNR-Na或SFR(“Sodium Fast Reactor”的英文缩略词)，即钠冷快堆，是所谓第四代的核反应堆系统的组成部分。

本发明首先旨在提出一种燃料组件，其可以目前用在称为 ASTRID的法国的第四代反应堆技术示范项目中。

本发明所针对的燃料组件既可用于一体化核反应堆中，也可用于回路式反应堆中，对于一体化核反应堆，也就是：带有泵送装置的钠一回路完全容纳在池中，池中还装有热交换器，对于回路式反应堆，也就是：中间热交换器和钠主泵送装置位于池外。

所谓燃料组件，是指具有燃料元件并且装载到核反应堆中和/或从核反应堆卸载的组件。

所谓钠冷快堆型用的燃料组件，是指适于在用液态钠冷却的快中子核反应堆即所谓钠冷快堆中受辐照的燃料组件。

尽管参照针对的主要应用、即用于核反应堆的燃料组件对本发明进行了说明，但本发明可应用于核反应堆的任何类型的组件，如反射器、侧面中子防护装置(PNL)、控制棒、试验性组件、辅助安全装置等。

背景技术

用于在液态钠中冷却的快中子反应堆(RNR-Na)中使用的燃料组件具有特殊的机械结构，以尤其是允许液态钠在其中通过。

图1中示出燃料组件1，其已经用于定名为Phénix的一种钠冷快堆中。

首先，这种沿纵向轴线X呈伸长形的燃料组件1具有呈六角形截面的管或壳10，其上部部分11形成燃料组件的握持头部并接纳上部中子防护装置(PNS)，其中央部分12包封未示出的燃料细棒。

换句话说，上部部分11和中央部分12形成在其整个高度上具有相同的六角形截面的同一管形罩盒或者壳10。燃料组件的头部11具有通到其内部的中央开口110。

最后，燃料组件1具有下部部分13，其在壳10的延长部分中形成燃料组件的基部。燃料组件的基部13具有圆锥形或者圆形的远端端部15，用以可竖直地插入反应堆堆芯的托架(支承件)的支架中。燃料组件的基部13在其周边具有通到其内部的开口16。

因此，在燃料组件的安装构型、即燃料组件处在已装载到反应堆堆芯中的装载位置的构型下，燃料组件1的阳式基部13已插入到反应堆托架的开口中，从而使燃料组件1以其纵向轴线X竖直的状态保持在该托架中。

一回路钠可在燃料组件1的壳10内流通，因此通过热传导传送燃料细棒释出的热量。因此，钠由基部13的开口16输入，在通过燃料细棒棒束之后，由头部11的中央开口110排出。

燃料组件的中央部分12具有多个核燃料细棒。每个细棒呈密封圆柱形套管的形式，在其中叠置有在内部产生放热核反应的可裂变燃料块柱14。所有柱14限定大体上位于燃料组件1的半高处的通常所谓裂变区。其在图1上以黑色矩形示意地示出。

同一反应堆的所有燃料组件竖直布置在托架上，以形成结构紧凑的具有六角形格的栅格式堆芯。

在托架上布置就位的燃料组件在其基部(脚部)处，在两个相邻的具有六角形截面的壳的相对表面之间，彼此通常隔开数毫米。

在反应堆运转过程中，该间距必须在燃料组件的整个高度上基本上保持恒定不变。

实际上，两个相邻燃料组件的靠近立即会导致反应性引入，即功率急剧上升，这会产生严重后果，例如过热、封堵等，这种靠近还导致堆芯熔化事故。

为了解决这个问题，在现有的钠冷快堆中已知在燃料组件的壳的上部、正好在裂变细棒区域上方增加间隔装置。

一般来说，这些装置布置的高度约等于在托架上方突出的燃料组件的高度的2/3。

这些间隔装置通常称为“板片”，主要由凸起组成，凸起即加厚部分，向燃料组件外突出。壳的六角形截面的每个表面配有凸起(板片)。

因此，这些板片的作用是局部减小相邻燃料组件之间的间隙，因此板片可以：

-在反应堆额定运转和装卸操作(降低温度下)期间，确保燃料组件栅格结构紧凑，

-限制堆芯压紧，即限制燃料组件在地震时的靠近运动，或者限制在叠置之后因燃料组件弹性复位而引起的堆芯再压紧，即限制由于堆芯内部能量释放例如气体膨胀而产生的燃料组件的移开运动。

在法国采用的称为“Phénix”、“Superphénix”或者“Rapsodie”的钠冷快堆的燃料组件上已使用的板片，通过用冲模在六角形壳的六个表面中的每个表面上冲压以获得向壳外的所需变形而成。

这些板片的功能性部分，即其如图3C所示的接触平表面20一般为边长20毫米至50毫米的矩形，板片的冲压深度即表面上的凸起20 的高度最大为数毫米。

发明人分析，例如对于如图2至3C所示的以前反应堆使用的燃料组件所采用的板片设计，不能对于ASTRID反应堆的燃料组件采用，因为现有板片相对于后面所述的所需的安全目的来说，刚性不足够，或换句话说，其刚度不够高。板片的刚度以K表示，表征板片的抗外力挤压强度。其在弹性方面定义为等于对板片施加的力与板片表面相对于六角形壳轴线的位移之比。

事实上，已知板片的刚度K在ASTRID反应堆的范围中是不足的，如后所述。

首先，意外情况(地震、堆芯内部能量释放等)时堆芯压紧的限制，显然是第四代反应堆系列的ASTRID反应堆必须响应的一个安全目标。

对于其特征是具有负的钠排出系数的ASTRID反应堆的“低排出堆芯(或CFV)”来说，研究已表明，通过使用其刚度相对于已知的冲压板片增加5倍的板片，遵循因堆芯压紧引起的反应性上升标准——其最多设定于+1美元($)，同时与用于ASTRID反应堆中的燃料组件的其他技术规格保持相容。

这些技术规格很多，后面仅详述在板片设计过程中具有影响的技术规格。

低排出堆芯CFV的负排出系数是表示ASTRID反应堆的安全性的最大关键。基本上，尤其是通过在紧接燃料细棒上方的所谓“腔室 (plénum)”区域中最大限度地减少钢量，来达到负排出，负排出的特征在于排出钠时自然降低堆芯反应性。实际上，钢是中子反射材料。

不过，在腔室的钠要排出的构型中，例如在发生钠沸腾的意外情况时，腔室中的大量钢会导致向燃料反射漏泄中子，从而导致反应性上升，准确的说，这是违背低排出堆芯所期望的作用的情况。

作为提醒，CFV堆芯的燃料组件因此从堆芯的上部向下部具有：

-上部吸收区域，其由嗜中子材料构成，

-液态金属腔室区域，

-上部裂变材料区域，

-中间增殖材料区域，

-下部裂变材料区域。

另外，中间增殖材料区域的水平中平面位于由上部裂变材料区域、中间增殖材料区域和下部裂变材料区域形成的组件的水平中平面下方，中间增殖材料区域的高度与由上部裂变材料区域、中间增殖材料区域及下部裂变材料区域形成的组件的高度之比在为0.25至0.40的范围内。

提醒的是，另外，板片定位在六角形壳上，恰好位于燃料细棒的上端部上方，以确保相邻的两个燃料组件的裂变区域之间具有最佳间距，从而限制压紧。换句话说，板片定位在腔室的下部部分。

因此，确保保持堆芯的负排出系数会导致最大限度地减少板片处使用的钢量。实际上，只有进行中子计算才能估量板片的几何形状对排出系数的影响。

此外，如同任何核反应堆中那样，必须最大限度地减小ASTRID 反应堆中装卸燃料组件时的作用力。

燃料组件在被插入托架中时在板片处接触或者准接触。堆芯的结构紧凑性表现为在板片平面处的负间隙或者零间隙。这种结构紧凑性是额定运转所需的，以确保堆芯的静态机械平衡，额定运转相应于板片处约550℃和托架处约400℃的钠的平均温度。

不过，即便堆芯在额定运转时结构紧凑，但在池中进行燃料组件装卸操作期间的冷却时却并非必然如此，池中的全部钠此时降低到 200℃。实际上，冷却时堆芯的结构紧凑程度取决于构成托架的钢与构成板片的钢之间的差示热膨胀。

托架通常用具有高热膨胀系数的奥氏体钢制成，其为AISI 316 LN不锈钢。

板片则可以用膨胀系数与托架膨胀系数相同的AISI 316型奥氏体钢制成，或者用膨胀系数低于316型钢的膨胀系数的EM10型马氏体钢(9％的铬和1％的钼)或铁素体钢制成。

于是要区分以下两种情况：

-板片和托架两者均用奥氏体钢制成：因此，进行额定运转即热运转时的板片处的结构紧凑性于是意味着在装卸构型即冷却构型时板片具有正间隙。该装卸时的正间隙有利于燃料组件插入到栅格中和从栅格中取出，最小化燃料组件之间的摩擦，从而最小化装卸作用力。同样避免了燃料组件在栅格中卡住的任何危险；

-板片用铁素体钢或马氏体钢制成，而托架用奥氏体钢制成：板片在额定运转时的结构紧凑性同样意味着装卸时板片处的具有略小于零或等于零的间隙的结构紧凑性。该负间隙是不利的，因为其产生很大的所需抽出作用力，会发生超出装卸机械的拉伸能力的危险，或者会发生损坏(摩擦、划伤等)板片外表面的危险。燃料组件的抽出作用力取决于在板片处施加的作用力，因此取决于对抗强制移动的其刚度、板片之间的接触面积和摩擦系数。换句话说，板片极具刚性和/或具有大接触面积，这对最大限度地减小燃料组件装卸时的作用力的目的是不利的。

目前，用于ASTRID反应堆的燃料组件采用的安装方法在于：由配有焊接基部的六角形壳的上部插入燃料细棒棒束，接着是在上部部分安装由上部中子防护装置PNS和头部构成的组件，以封闭燃料组件。

燃料细棒棒束占据六角形壳的整个内部空间。由于板片定位在细棒棒束上方，因此，细棒棒束插入壳中的可行性取决于板片的几何形状。

因此，当板片的几何形状不减小壳的内径(entreplat：中心距)、换言之即两个相对表面的分开距离时，这些板片不影响棒束插入。这些板片为所谓非侵入式板片。板片于是可以直接安装或者制在原有的六角形壳上。这种板片最简单，事实上与燃料组件安装相容。

相反，当板片的几何形状减小内径时，如同尤其是其厚度向壳内增大的刚性板片那样，板片为所谓侵入式，阻碍由壳上部插入棒束。于是，仅仅棒束布置就位好，这些板片才须附接到壳上。

然而，该操作是关键的。一方面，板片在燃料细棒上部附近约为 8至10厘米，这禁止在板片和壳之间进行焊接连接，这是因为该区域在焊接时、甚至同样在稳定化热退火时会以非常高的温度被局部加热，从而容易损坏细棒。另一方面，这种焊接是一种实施和控制起来难度很大的操作。在燃料棒束布置就位下进行有缺陷的焊接，会造成完全损失燃料组件。

最后，间隔板片应与反应堆的堆芯和燃料组件的热工水力学特性相容。

如前所述，板片是布置在壳外表面上的加厚部分，其局部减小或者消除相邻组件之间的间隙。因此，接触表面积或者更准确的说板片宽度不应过大，否则会堵塞相邻组件之间的空间，从而阻碍钠在组件壳之间的流通。

额定运转时，燃料组件之间的钠流量很小，不会参与燃料组件的冷却。相反，在某些意外情况例如一回路流损失的情况下，钠在燃料组件的壳之间通过自然对流形成的流通变得对于燃料组件的剩余功率释放是必需的。

另外，燃料组件内部的热工水力学性能对于所有运转阶段极为重要。

在即不减小六角形壳内径的非侵入式板片的情况下，钠在燃料组件内部的流动不受干扰。

在侵入式板片的相反情况下，内径减小局部地表示增大燃料组件中负载损失的障碍，这种障碍可能干扰钠在燃料组件的出口、在位于堆芯上方的(钠流量和温度)监控仪器处的流动。因此，必须调整侵入式板片的几何形状，以使钠进行令人满意的流动。

发明人于是力求在用于核反应堆池中相邻燃料组件之间的间隔装置的已知解决方案中确定能适于确保ASTRID型的第四代的钠冷快堆的燃料组件之间的刚性间隔的间隔装置。

专利US4142934提出用于核反应堆、尤其用于钠冷快堆的一种燃料组件，燃料组件的六角形壳具有附接在每个表面上的板片，每个板片由两个并排布置的半板片构成。两个半板片具有相同的尺寸，但由不同的构成材料制成，其中一种材料选择成具有低摩擦系数，例如 Stellite(司太立特硬质合金)，另一种材料则是钢。这些半板片布置成使得：当一个燃料组件的两个半板片与相邻燃料组件的两个半板片接触时，每个半板片与一不同材料的半板片接触。根据该专利 US4142934提出的燃料组件不适合针对ASTRID型的第四代的钠冷快堆的板片的技术规格，因为板每个片都分成两个半板片，这不能实现增大其刚度。

专利FR2509896也提出用于核反应堆、尤其用于钠冷快堆的一种燃料组件，其中，板片呈冲压件的形式，布置在壳的六角形管的每个隅角。即便根据该专利FR2509896的隅角板片理论上能按所需比例增大板片刚度，但发明人认为它们仍不能被采用来作为ASTRID型的第四代的钠冷快堆用的隔离解决方案，这是因为对于燃料组件的角度定向错误其缺乏容许度。实际上，根据该专利FR2509896的燃料组件的轻微角度定向错误表现为隅角处更大位移，这会导致接触压力，从而导致板片处燃料组件之间存在更大的摩擦。这违背最大限度地减小燃料组件的装卸作用力的追求目标。

专利FR2403626则提出用于核反应堆、尤其是钠冷快堆的一种燃料组件，其具有十二角形截面的壳管，在管的每个隅角中具有平边或者凸起边，以取代用于组件壳的通常的六角形截面管。这种十二角形截面管的几何形状可限制组件壳在辐照下的膨大。因此，这确保堆芯的几何形状和其中子性能，因为由于燃料细棒与壳之间间隙保持而震动得以减小，因此，反应性的不稳定受到限制。假定如同该专利 FR2403626中提出的那样对组件壳采用十二角形截面、并且板片始终单独定位在每个主表面的中央，则板片刚度的增大当然会有效，这是因为限制了主表面的弯曲，但这种刚度的增大可能不足以达到 ASTRID型的第四代钠冷快堆的既定目的，因为板片处的钢厚度并不会同样增大。

专利US4543233也提出用于钠冷快堆的燃料组件，其圆形截面的板片接纳在六角形壳的外表面中，并用弹簧垫片与之相固定。

专利JP2006145506提出一种用于钠冷快堆的燃料组件，其板片附接在组件壳的外部，类似于专利US4543233提出的板片。同样圆形截面的板片每个都接纳在开在壳管的每个表面上的孔中，通过螺纹连接或者焊接与孔固连。发明人认为：根据专利US4543233和JP2006145506的附接在壳表面外部上的板片，不会导致刚度显著增大，在任何情况下都不会导致以对于ASTRID型的第四代的钠冷快堆所需的比例使刚度显著增大。

专利FR2921509提出用于快中子核反应堆、尤其是钠冷快堆的燃料组件，其在六角形壳内部具有一种带有六个支臂的星形的附接结构，该结构布置在燃料细棒棒束的上方。所述结构可具有或长或短的支臂，需要时另外可在支臂之间再安装侧棒，以加固所述结构。每个支臂的自由端部由一隔离板片延长，隔离板片穿过在壳的每个表面中央的开口。根据该专利FR2921509的燃料组件不适应ASTRID型的第四代的钠冷快堆的燃料组件的至少一些功能特性。特别是，在壳内的附接的星形结构构成腔室区域中增加的大量钢量，这必然导致排出系数劣化至不再能确保堆芯的CFV效应的程度。另外，星形结构实质上构成钠在燃料组件中流动的障碍，从而增大负载损失，干扰在燃料组件出口处的流动。

专利US4306938提出钠冷快堆的燃料组件，其具有的冲压板片呈在六角形壳的整个周边上的连续的带或凸缘的形式。冲压板片通过布置衬筒进行加固，所述衬筒布置在壳内，与板片同时冲压而成，一旦变形就被接纳在板片的变形凹部中。板片后的内径于是与六角形壳的内径相同。根据该专利US4306938的燃料组件不能适应ASTRID型的第四代的钠冷快堆的燃料组件的相当多数量的功能特性。首先，衬筒准确地被接纳在由板片冲压而形成的凹部中，其厚度因而限于冲压深度，冲压深度则等于两个相邻燃料组件之间的距离的一半，即通常约为1.5至3毫米。该厚度很薄，不足以使由板片和衬筒构成的整体的等效刚度能使板片的固有刚度增加5倍。然后，由于板片在壳的整个外周边上连续冲压而成，因此，板片完全封围燃料组件之间的空间。这阻碍钠流通的实现，或者干扰燃料组件之间自然对流的设置。最后，由于板片在壳的表面的整个宽度上冲制而成，因此，两个相邻燃料组件的板片处的接触表面较大。另外，板片冲压到铁素体钢制的壳中，因此，在装卸温度下板片处的间隙接近零。这两个方面均属于在燃料组件从栅格中抽出和插入到栅格中时增大装卸作用力之列。

专利申请US2014/185734提出用于钠冷快堆的燃料组件，其具有双壁结构式的壳，由接纳在一个六角形截面外管中的内管构成。内管会在内部负荷作用下变形直至与外管接触。外管吸收内管所传输的作用力。两个管之间的变形/应力的良好分布可限制外管上的变形。两个管之间可布置辅助加固件，以限制外管变形。在该专利申请中，问题涉及在载热体压力作用下从内部燃料组件的结构内向外传输作用力。该问题与ASTRID型的第四代的钠冷快堆的燃料组件存在的问题是相反的，对于后者，涉及的是限制在相邻燃料组件的推力作用下从结构外向内的作用力。

因此，存在改进核反应堆堆芯中结构紧凑的栅格的相邻燃料组件之间的隔离装置的需求，尤其是以适应ASTRID型的第四代的钠冷快堆的燃料组件的隔离装置的技术规格。

本发明的目的是至少部分地满足这种需求。

发明内容

为此，本发明旨在一种用于核反应堆、尤其用于钠冷快中子反应堆(RNR-Na)的组件，所述组件包括具有纵向轴线(X)的壳，所述壳的每个主表面在中央部分具有用于与相邻组件隔离的板片，板片具有向外凸起的部分，所述部分在内部限定壳内无材料的凹部，所述组件还具有增强衬筒，增强衬筒由中空管构成，用于允许核反应堆的载热体通过，附接并保持在壳内，面对板片布置，与每个板片一起形成空腔。

根据一种实施方式，壳具有六角形截面。

根据一种有利的实施方式，每个板片是冲压板片，增强衬筒面对板片的冲压凹部布置。

优选地，每个板片具有用于与相邻组件接触的呈矩形的外接触表面。

根据一种有利的实施方式，增强衬筒还具有形成收敛面的斜直边缘和形成扩散面的斜直边缘，所述形成收敛面的斜直边缘使增强衬筒下部的内周边连接于增强衬筒下部的外周边，所述形成扩散面的斜直边缘使增强衬筒上部的内周边连接于增强衬筒上部的外周边。根据本发明的由衬筒增强的板片构成侵入式板片，因为附接衬筒构成钠在组件中流动的障碍。因此，通过在衬筒厚部的上游布置收敛面而在其下游布置扩散面，一方面最大限度地降低负载损失，从而有助于实现组件内部热工水力学性能，另一方面由于钢量减少而有助于保持 ASTRID反应堆的范围内所需的负排出系数(CFV)。

有利地，增强衬筒的高度小于板片高度，这些高度沿纵向轴线(X) 测得。

在冲压板片的情况下，相反，增强衬筒的高度可大于或等于冲压板片的高度，这些高度沿纵向轴线(X)测得。在这种情况下，增强衬筒具有用于能在增强衬筒与板片之间形成的每个空腔内灌注和排出液体以及不蓄积气体的装置。有利地，所述装置可以由穿过增强衬筒的至少两个孔组成，每个孔都通到增强衬筒与板片之间形成的每个空腔中，这些孔分别定位在空腔的下部部分和上部部分处。

根据第一实施例，增强衬筒包括中空圆柱体，中空圆柱体的高度大于或等于板片的高度，中空圆柱体的外径大体等于壳的内横截面的最大尺寸。

根据第二实施例，增强衬筒包括构件，构件的外周边具有与壳的内六角形截面贴合的六角形部分。根据该实施例，内周边可具有圆形横截面。

根据第三实施例，增强衬筒包括构件，构件的外周边具有与壳的内六角形截面贴合的六角形横截面。根据该实施例，内周边也可呈六角形横截面，构件的内周边的高度小于其外周边的高度。

根据一种有利的实施方式，制成增强衬筒的材料的热膨胀系数和辐照膨大高于包括组件的板片在内的所述壳的材料的热膨胀系数和辐照膨大。

根据这种实施方式，增强衬筒优选用奥氏体钢制成，壳优选用铁素体钢或者马氏体钢制成。

根据一种有利的实施方式，为使衬筒更好地固定在壳内，增强衬筒通过布置在壳内截面周边的固连件，固连于所述组件的一个或者多个结构件。

有利地，所述组件构成燃料组件，壳用于竖直插入反应堆堆芯的支承件中，壳具有形成燃料组件头部的上部部分和中央部分，所述形成燃料组件头部的上部部分接纳由中子吸收体构成的上部中子防护装置(PNS)，所述中央部分接纳核燃料细棒，用于隔离的板片布置在核燃料细棒的上方的平面内。

在该实施方式中，用于固连增强衬筒的固连件是与上部中子防护装置的下部结构件连接的杆。

如所定义的这种燃料组件可符合ASTRID型的第四代的钠冷快堆的燃料组件的隔离装置的技术规格。

所述组件也可构成任何其他类型的非燃料组件，其可插入钠冷快堆堆芯中，如例如反射器组件、侧面中子防护组件(PNL)、控制棒、试验性组件、辅助安全装置、增殖组件或者衰变组件。

本发明还涉及用于制造上述组件的方法，其包括以下步骤：

-制成增强衬筒，使其外尺寸适于组件的壳的内截面的实际尺寸，以确保小安装间隙；

-预热壳，以增大安装间隙；

-将配有其固连件的增强衬筒插入预热的壳内，直至增强衬筒面对板片定位；

-使增强衬筒固连于组件的内部结构件；

-冷却壳。

本发明还涉及上述燃料组件用于快中子核反应堆中的用途，快中子核反应堆是例如由气体冷却或者液态金属冷却的反应堆，液态金属选自钠、铅或者铅-铋。

附图说明

通过阅读参照附图以说明和非限制性方式所进行的对本发明的详细说明，本发明的其他优点和特征将更好地体现出来，附图中：

图1是根据现有技术的已经用于钠冷快堆中的燃料组件的外部透视图；

图2是根据现有技术的已经用于Phénix核反应堆中的燃料组件的透视图，该图示出在反应堆堆芯中与相邻燃料组件隔离的隔离板片形式的装置；

图2A是用于项目开始时考虑用于ASTRID反应堆的燃料组件的纵剖面图，更准确地示出板片相对于燃料组件的其他元件的定位；

图3A和3B分别是根据图2和2A的燃料组件的具有六角形横截面的壳的一部分的透视图和横剖面图，示出形成板片的冲压件；

图3C是根据图3A和3B的板片的细部正视图；

图4与图3B相同，示出壳的表面在壳经受对板片施加的作用力时的变形，而壳的三个相对的表面得以保持；

图5是具有六角形横截面壳的燃料组件的一部分的横剖面图，示出根据图2A的板片式隔离装置和根据本发明的附接衬筒，使得它们能考虑用于ASTRID核反应堆；

图6是具有冲压板片的六角形截面壳的一部分的透视图，示出根据本发明的衬筒的第一实施例；

图7是具有冲压板片的六角形截面壳的一部分的透视图，示出根据本发明的衬筒的第二实施例；

图8是具有冲压板片的六角形截面壳的一部分的透视图，示出根据本发明的衬筒的第三实施例；

图9是具有冲压板片的六角形截面壳的一部分的透视图，示出根据本发明的衬筒的第三实施例及其固定于组件壳内用的固定装置；

图10是根据本发明的增强衬筒的一有利实施例的细部剖面图，其可提高配有该衬筒的燃料组件内部的热工水力学性能；

图11A和11B是根据本发明的增强衬筒的另一有利实施例的剖面示意图，其可提高配有该衬筒的燃料组件内部的热工水力学性能；

图12是根据本发明的增强衬筒的剖面示意图，该衬筒具有十二角形截面，固定在六角形截面的组件壳中。

具体实施方式

为清楚起见，对于所有附图1至12都使用相同的标号，相同的标号标示根据现有技术和根据本发明的相同的燃料组件元件和板片式隔离装置。

在本专利申请全文中，术语“竖直”、“下(部)”、“上(部)”、“低”、“高”、“下方”和“上方”应参照例如在核反应堆中处于竖直构型的燃料组件来加以理解。

涉及现有技术的图1至3C已经在前序部分详述过，因此下面不予赘述。

从用于与相邻燃料组件隔离的隔离板片2不具有足以适应第四代的钠冷快堆的燃料组件的特别规格的刚度K的观察出发，发明人已经分析过板片变形方式。

因此，冲压而成的板片2的低刚度的特征是，在该板片上具有一定的挤压力时，板片移动较大。

发明人已能证明，经受作用力的板片的较大的移动或者变平，主要由装有所述板片的六角形壳的表面的弯曲变形引起。这种现象通过有限元计算重现，示于图4。

于是发明人考虑用增强衬筒3加固冲压件2的内部，所述增强衬筒3附接并保持在呈六角形截面的壳10内，面对板片20定位，更准确的说定位在板片2的冲压件的凹部21处。

装有根据本发明的这种衬筒3的例如用于ASTRID型的钠冷快堆中的燃料组件1示于图5中。恰如同对于根据现有技术的用于快中子核反应堆的燃料组件那样，根据本发明的燃料组件1呈沿纵向轴线X 的伸长形状，具有呈六角形横截面的壳10，壳的上部部分11的端部形成燃料组件头部，该上部部分封装有包括中子吸收体18的所谓PNS 的中子防护装置。燃料组件1的中央部分12封装有燃料细棒14，形成燃料组件的裂变区域。

最后，燃料组件1具有未示出的下部部分，下部部分在壳10的延长部分形成燃料组件的基部，如同现有技术的燃料组件中那样。燃料组件的基部具有圆锥形或者圆形的远端端部，以能竖直插入反应堆堆芯的托架中。燃料组件的基部在其周边也具有在通到其内部的开口，用以使钠输入到燃料组件内部。

如图5所示，根据本发明的增强衬筒3被接纳和保持在壳10内部并在燃料细棒14的上方，面对板片2的冲压凹部定位。

每个冲制板片2始终具有用于与相邻燃料组件接触的外接触表面 20，外接触表面具有矩形形状，不受衬筒3影响，每个板片2始终具有在壳内无材料的冲压凹部21。

因此可以考虑具有其他形状的板片，例如圆形、或者对于所需隔离要求和刚性令人满意的可行的任何其他形状。

根据本发明的增强衬筒3可限制壳10的六个表面中的每个表面的弯曲变形，从而提高冲压板片2的刚度。总等效刚度则是冲压板片2 的刚度与衬筒3的刚度之和。

根据本发明的增强衬筒3是附接在壳10内部的构件，因而可根据所要求的刚度和燃料组件固有的制造/安装要求，使之具有多种几何形状(截面形状、厚度、高度)。

因此，可考虑具有圆形、六角形、十二角形横截面和具有方形、梯形、T形(凸棱)、U形等径向截面的环形式的衬筒。一般来说，根据本发明的增强衬筒3可以在几何形状、尺寸和/或材料方面容易进行调节。

图6至8中示出三个不同的几何形状衬筒的实施例，因此，衬筒可以是：

-中空圆柱体3，其外径基本上等于壳10的内径(图6)；

-构件3'，其外周边30具有与壳10的内横截面贴合的六角形横截面，其内周边31具有圆形横截面(图7)；

-构件3"，其外周边30具有与壳10的内横截面贴合的六角形横截面，其内周边31也具有六角形横截面，构件的内周边的高度低于其外周边的高度。外周边30可由中央凸棱32连接于内周边31(图8)。衬筒的径向截面则呈T形。

衬筒3的材料自由选择。有利地，制成衬筒3的材料的热膨胀系数和辐照膨大高于具有组件板片的壳的材料的热膨胀系数和辐照膨大。优选地，衬筒3用AISI 316型奥氏体钢制成，因为这种材料对于在ASTRID型的钠冷快堆的、配有EM10型马氏体钢制的壳的燃料组件1的情况下要起的作用，具有最好的折衷作用。

图9示出用于固连图8所示的衬筒3"的一种有利实施例。根据所示的该实施例，衬筒3"用各布置在壳10的内六角形截面的一角中的固连杆4，固连(悬置)于上部中子防护装置的下部固定结构件(未示出)。所示的固连杆4具有圆形截面，但是任何其他截面也适用。

采用这种固连杆4，燃料组件的安装方法与ASTRID反应堆的前述基准安装流程相适应，唯有衬筒3与上部中子防护装置的连接作为预先步骤增加了。

根据本发明的衬筒3安装在壳10中的安装方法的优点是，衬筒3 与壳10之间不必进行焊接、螺纹连接、压接等类型的附加机械连接。

衬筒3带间隙地插入壳10内。则应该注意进行衬筒3相对于壳 10内壁的间隙的良好校准。

因此，必须检验以下条件：

-在衬筒3安装到壳10中时，即在环境温度约为20℃的安装车间环境下，间隙必须绝对为正，间隙具有足够的数值；

-在反应堆额定运转时，即在板片2处平均温度550℃下，间隙应为零或者略为负(紧固)。该条件可确保衬筒3与壳10之间进行良好接触，以有效地增大在本发明范围内所需的板片刚度。

采用具有以下特征的衬筒，可以满足前述两个有关间隙的条件：

-衬筒3用奥氏体钢制成，奥氏体钢的热膨胀系数和中子流下的膨大高于用铁素体钢或者马氏体钢制成的壳10的热膨胀系数和中子流下的膨大。因此，便于补偿衬筒3与壳10之间在550℃下工作的间隙；

-为使衬筒3安装在壳10中，壳10被预热到约100至200℃的温度，而衬筒3保持在约20℃。因此，两种构成钢之间的膨胀差可增大装配间隙；

-衬筒3的外尺寸限定与壳10的接触表面，衬筒外尺寸在安装之前的最后时刻机加工而成，根据壳的内径的实际测量值加以调整。这可克服壳10的可能比较大的制造允差。

根据本发明的衬筒3由于被附接，因而可选择成其高度不取决于板片2的高度，这与根据专利US4306938的衬筒的解决方案相反，该专利中衬筒实际上与板片具有相同的高度。

例如，发明人认为，对于具有80毫米冲压高度h的冲压板片2 来说，有效高度H1等于50毫米的如图10所示的衬筒3完全令人满意。采用该有效高度，使刚度增大5倍所需的衬筒3的厚度E为8.6 毫米。

为了最大限度地减小根据本发明的衬筒所引起的负载损失，图10 所示的有利的实施例在于使衬筒3实施成具有形成收敛面的斜直边缘 33和形成扩散面的斜直边缘34，所述形成收敛面的斜直边缘使衬筒下部的内周边31连接于衬筒下部的外周边30，所述形成扩散面的斜直边缘使衬筒上部的内周边31连接于衬筒3上部的外周边30。

该实施例由于衬筒厚度更大而更有效。

在衬筒3的包括收敛面33和扩散面34在内的总高度H3超过冲压板片的高度的实施例中，冲制板片2与衬筒3之间的空间由冲压凹部21界定，形成封闭空腔。于是需要在收敛面33的下部部分配置用于向空腔灌注和从该空腔排出液态钠的至少一个通孔。在扩散面的上部部分中同样可有必要配置至少一个另一通孔，以避免向空腔灌注钠时封束有气体。

可配置用以限制干扰钠在燃料组件中流动的其他装置，以代替收敛面33和扩散面34。

为了说明上一点，图11A和11B中示出通口35、36，这些通口在衬筒厚度中分别更大或更小，可使钠通过。在这点上，发明人认为，该解决方案不如使用收敛面/扩散面的解决方案，该方案不能应用于大流量组件或者需要大刚度板片的组件。

相对板片高度使用较低高度的衬筒3，可确保总的负的排出系数 (CFV堆芯)，其为ASTRID反应堆的关键点。实际上，发明人进行的研究已表明，在排出情况下最大限度地减小反应性上升的参数是衬筒3的低高度，即使衬筒的厚度也应增大以保持等效刚度。

另外，通过计算也表明，受压缩的衬筒3的刚度与其高度呈线性变化，但随其厚度的立方变化。

因此，为了最大限度地增大根据本发明的衬筒3的刚度，从而增大冲压板片2的刚度，则优选考虑低高度并且大厚度的衬筒3。

最后，发明人通过不同的研究还揭示，本发明能够满足ASTRID 反应堆的燃料组件的需求，即板片刚度相对于现有技术增大5倍，同时保持负排出系数，且与反应堆的装卸、制造和热工水力学性能相容。

因此，根据本发明的刚描述过的燃料组件1可符合如ASTRID的第四代的快中子核反应堆的燃料组件隔离的所有工作技术规格。

在如ASTRID的第四代的快中子核反应堆即CFV堆芯的燃料组件的特别背景下对本发明进行了说明，这意味着要同时检验许多限制条件。

在其他快中子反应堆中，或者对于非燃料组件来说，这些限制条件中的某些可以放宽或者舍弃，如主要是：

-非CFV堆芯的构造允许差不多可自由选择衬筒的尺寸(钢量不受限制)；

-钠不存在或者钠流量低，这允许如图10所示的衬筒3上无需收敛面33和扩散面34。

因此，一般来说，即如果离开ASTRID反应堆的具体情况，本发明可应用于任何型式的组件：

-不管衬筒的几何形状、横截面、径向截面、尺寸如何。尤其是可以考虑在六角形截面壳中配置十二角形截面衬筒，如图12所示；

-不管板片的型式如何：可以是冲压到壳中的板片，但是也可以是任何其他型式的非冲压和非侵入式板片，例如附接在壳外部的板片；

-不管壳上的板片的几何形状如何：板片可以是矩形、圆形、正方形或者其它形状。

可以实施其他实施例和进行其他改进，而不会超出本发明的范围。

因此，即便所述增强衬筒3附接在ASTRID型的第四代的快中子核反应堆(RNR)的燃料组件中，也可以考虑使之应用于任何其他型式的快中子反应堆，这类快中子反应堆的组件之间的隔离应由组件的壳保证以及应以一定刚度加以确保。可以是气体、钠、铅、铅-铋等冷却的任何快中子反应堆。

即便所述增强衬筒3附接到燃料组件中，但它也可以附接以加固快中子反应堆堆芯中存在的任何其他型式的组件，例如反射器组件、侧面中子防护组件(PNL)、控制棒、试验性组件、辅助安全装置、增殖组件、衰变组件等。

在本发明的范围中可以考虑除固连杆4以外的使增强衬筒3固连于上部中子防护装置的其它固连部件。因此，发明人认为，优选固连部件处基于球接头的任意连接，尤其是以便消除超静定定位问题，超静定定位为造成装配时的阻塞或者运转时的非期望的作用力的潜在根源。

参考资料

[1]:手册:“Réacteursàneutrons rapides refroidis au sodium(钠冷快中子反应堆)”，《Les techniques de l'Ingénieur(工程师技术)》， B 3 171。

Claims (20)

1.一种用于核反应堆的组件，所述组件包括具有纵向轴线(X)的壳(10)，所述壳的每个主表面在中央部分具有用于与相邻组件隔离的板片(2)，板片具有向外凸起的部分，所述向外凸起的部分在内部限定壳内无材料的凹部，所述组件还具有增强衬筒(3)，增强衬筒由中空管构成，用于允许核反应堆的载热体通过，附接并保持在壳(10)内，面对板片(2)布置，与每个板片一起形成空腔，

每个板片(2)是冲压板片，增强衬筒面对冲压板片的冲压凹部(21)布置；并且

其中，增强衬筒(3)的高度大于或等于板片的高度，这些高度沿纵向轴线(X)测得，增强衬筒具有用于能在增强衬筒与板片之间形成的每个空腔内灌注和排出液体以及不蓄积气体的装置。

2.根据权利要求1所述的组件，其特征在于，壳(10)具有六角形截面。

3.根据权利要求1或2所述的组件，其特征在于，每个板片具有用于与相邻组件接触的呈矩形的外接触表面(20)。

4.根据权利要求1或2所述的组件，其特征在于，增强衬筒(3)还具有形成收敛面(33)的斜直边缘和形成扩散面(34)的斜直边缘，所述形成收敛面的斜直边缘使增强衬筒下部的内周边(31)连接于增强衬筒下部的外周边(30)，所述形成扩散面的斜直边缘使增强衬筒上部的内周边(31)连接于增强衬筒上部的外周边(30)。

5.根据权利要求1所述的组件，其特征在于，所述装置由穿过增强衬筒的至少两个孔组成，每个孔都通到增强衬筒与板片之间形成的每个空腔中，所述至少两个孔分别定位在空腔的下部部分和上部部分处。

6.根据权利要求1或2所述的组件，其特征在于，增强衬筒是中空圆柱体，中空圆柱体的高度大于或等于板片(2)的高度，中空圆柱体的外径大体等于壳的内横截面的最大尺寸。

7.根据权利要求2所述的组件，其特征在于，增强衬筒是构件(3')，构件的外周边(30)具有与壳的内六角形截面贴合的六角形部分。

8.根据权利要求7所述的组件，其特征在于，构件(3')具有呈圆形截面的内周边(31)。

9.根据权利要求2所述的组件，其特征在于，增强衬筒是构件(3")，构件的外周边(30)具有与壳的内六角形截面贴合的六角形横截面。

10.根据权利要求9所述的组件，其特征在于，构件(3")也具有呈六角形横截面的内周边，构件的内周边的高度小于其外周边的高度。

11.根据权利要求1或2所述的组件，其特征在于，制成增强衬筒的材料的热膨胀系数和辐照膨大高于包括组件的板片在内的所述壳的材料的热膨胀系数和辐照膨大。

12.根据权利要求11所述的组件，其特征在于，增强衬筒(3)用奥氏体钢制成。

13.根据权利要求11所述的组件，其特征在于，壳(10)用铁素体钢或者马氏体钢制成。

14.根据权利要求1或2所述的组件，其特征在于，增强衬筒(3)通过布置在壳内截面周边的固连件(4)，固连于所述组件的一个或者多个结构件。

15.根据权利要求1或2所述的组件，其特征在于，所述组件构成燃料组件，壳用于竖直插入反应堆堆芯的支承件中，壳具有形成燃料组件头部的上部部分(11)和中央部分(12)，所述形成燃料组件头部的上部部分接纳上部中子防护装置，所述中央部分接纳核燃料细棒(14)，用于隔离的板片(2)布置在核燃料细棒的上方。

16.根据权利要求15所述的组件，其特征在于，增强衬筒(3)通过布置在壳内截面周边的固连件(4)，固连于所述组件的一个或者多个结构件；并且，用于固连增强衬筒的固连件(4)是与上部中子防护装置的下部结构件连接的杆。

17.根据权利要求1或2所述的组件，其特征在于，所述组件构成如下非燃料组件：反射器组件、侧面中子防护组件、控制棒、试验性组件、辅助安全装置、增殖组件或者衰变组件。

18.一种用于制造根据前述权利要求中任一项所述的组件的制造方法，其特征在于，所述制造方法包括以下步骤：

-制成增强衬筒(3)，使其外尺寸适于组件的壳(10)的内截面的实际尺寸，以确保小安装间隙；

-预热壳(10)；

-将配有其固连件(4)的增强衬筒(3)插入预热的壳(10)内，直至增强衬筒面对板片定位；

-使增强衬筒固连于组件的内部结构件；

-冷却壳(10)。

19.根据权利要求15所述的构成燃料组件的组件或者根据权利要求17所述的构成非燃料组件的组件的用途，其特征在于，用于快中子核反应堆中。

20.根据权利要求19所述的用途，其特征在于，快中子核反应堆由气体冷却或由液态金属冷却，液态金属选自钠、铅或者铅-铋。

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