CN109478434B - 设置有膨胀器的燃料元件的核反应堆 - Google Patents

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Abstract

本发明涉及一种核反应堆,优选地通过液态金属或熔融盐来冷却池式核反应堆,所述核反应堆具有一个芯,所述芯由一束燃料元件形成并且被浸没在用于冷却所述芯的主要流体中;所述燃料元件被设置有膨胀器,所述膨胀器在垂直于所述燃料元件的轴线的方向上起作用并且具有低热膨胀元件,所述低热膨胀元件与高热膨胀元件交替地接合以放大相应的末端元件的径向膨胀,当超过预定温度时,所述末端元件彼此接合以使所述燃料元件彼此隔开并且特别是使它们的活性部分隔开以将消极反应性引入到所述芯内。

Description

设置有膨胀器的燃料元件的核反应堆
技术领域
本发明涉及核反应堆,特别是由多个燃料元件组成的核反应堆,其特征在于一个膨胀系统,当温度升高时,所述膨胀系统将相关活性部分的顶部隔开,其特征在于一个相关组成部分的约束和刚性的系统,诸如以使所述机械隔开成为可能。
背景技术
在通过使用液态金属作为主要冷却剂来冷却快速反应堆的特定情况下,芯的反应性与几何形状密切相关:如果芯被压缩,则反应性增加,而如果芯膨胀,则反应性降低。
同样在材料的选择中,通常考虑它们随温度膨胀的能力以增强中子逆反应的作用。
特别是从GB1176646A已知使用平行于燃料元件的轴线布置的双金属元件,以在温度升高时在预定方向上放大所述双金属元件的拱起。然而,这种类型的装置具有的缺点是,在组装期间还必须观察在设计阶段建立的芯中的燃料元件的方向(以使得,在使用中,该拱起不发生在与期望的方向相反的方向上:组装错误因此产生与期望的结果相反的结果);此外,不准许燃料元件的旋转,而在燃料更换操作(补给燃料)期间经常执行旋转,以最小化由于元件的两个相对的部分的不同中子损坏造成的燃料元件的拱起。
同样重要的是,燃料元件被装载在芯中而不在它们之间留出空间,以防止它们移动靠近在一起,从而在操作期间导致反应性的不受控制的增加。
另一方面,已知的是,在反应堆操作期间,如果燃料元件没有彼此以最小距离组装,则燃料会遭受变形和胀大,这会使补给燃料成为问题。因此,在芯的设计中,有必要寻求两个相反的需要之间的最佳折衷。
发明内容
本发明的一个目的是提供一种克服了已知解决方案的突出缺点并且具有另一些构造优点和安全优点的核反应堆。
因此,本发明涉及如所附权利要求1中所限定的核反应堆,并且在从属权利要求中限定其辅助特性和设备配置。
附图说明
参考附图中的图,在下面的非限制性实施方案中描述本发明,在附图中:
-图1是根据本发明的核反应堆的纵向截面中的示意性总体视图;
-图2是图1的核反应堆的细节的、特别是用于该核反应堆的燃料元件的支撑系统的纵向截面中的放大示意性视图;
-图3是图2的燃料元件的支撑系统的示意性俯视图;
-图4是在为了补给燃料而释放燃料元件的配置中图2的燃料元件的支撑系统的示意性俯视图;
-图5a、图5b是图1的核反应堆的另一个细节的纵向截面中的按放大比例的示意性视图并且分别特别地示出了在冷组装配置和热膨胀位置的径向膨胀器,所述冷组装配置和热膨胀位置分别对应于并排的和隔开的燃料元件的活性部分;
-图6a和图6b是根据图1的核反应堆的燃料元件的迹线I-I的横截面中的示意性视图,分别示出了并排的和隔开的燃料元件的活性部分;
-图7是设置有膨胀器并且与弹性径向约束元件相互作用的图1的核反应堆的燃料元件的上部部分的纵向截面中的示意性视图;
-图8是根据图7的燃料元件的径向约束系统的迹线I-I的横截面中的示意性视图。
具体实施方式
参考图1,该图特别地示出了由液态金属或熔融盐冷却的池式核反应堆1,核反应堆1包括大体上杯形或池形的容器2和定位在容器2上方的关闭结构3。容器2容纳芯4和界定热歧管6和冷歧管7的液压分离结构5,主要冷却流体F在该冷歧管中循环用于冷却芯4。主要流体F具有自由表面,该自由表面在反应堆1的正常操作中在歧管6、7中处在不同水平H1、H2处。在容器2内部容纳:用于使主要流体F循环的循环泵9;热交换器10,主要流体F流动通过该热交换器以将在芯4中生成的功率转移到次要流体;以及已知的并且未例示的其他部件。
根据从专利申请GE2015A0000330已知的解决方案,液压分离结构5优选地是双耳瓶形的,并且悬挂于容器2的关闭结构3。
还参考图2和图3,在液压分离结构5的上部部分10内部插入锚固结构11用于锚固燃料元件12。
燃料元件12沿着相应的平行纵向轴线A延伸并且具有相应的活性部分13和相应的服务部分14,所述服务部分包括分别在燃料元件的底部和顶部处的(即分别定位在燃料元件12的下部轴向端和上部轴向端处的)脚部15和头部16以及在活性部分13和头部16之间的连接轴17。
轴17被设置有一定机械柔性并且其上部部分18被插入燃料元件4的头部16内部的空的圆柱形体积中。所述上部部分18通过定位在其顶部端处的球形联接器19而与头部16机械地联接,因为该球形联接器是本领域中已知的,所以没有对其进行详细描述。
燃料元件12的脚部15彼此接触并且作为整体构成一束,该束由液压分离结构5的底部的开口21的内缘20径向约束。
在燃料元件12的头部16上容纳支撑装置22,特别是靠近头部16的六边形截面的两个相对的边缘的两个竖直支撑装置23和靠近头部16的另外两个相对的边缘的两个水平支撑装置24。
竖直支撑装置23由大体上圆柱形的主体25构成,其底部端通过销26连接到竖直锁定的中空圆柱形元件27。支撑元件的主体25在顶部处终止于六边形头部28中并且包括闩锁29。
竖直支撑装置23能够绕其自身的轴线B旋转大约90°,以从关闭位置30切换到打开位置32,在关闭位置,竖直支撑装置在水平平面上的投影被完全容纳在相应的燃料元件12的头部16的投影31内,该打开位置由图3的所有其他竖直支撑装置23表示,在打开位置,闩锁29从相应的燃料元件12的头部16的投影31突出,使末端部分33在相邻的燃料元件12之上,或仅被限制到芯的周边燃料元件12的周边装置,以接合形成在燃料元件12的锚固结构11上的狭槽34中。在打开位置32属于燃料元件12的竖直支撑装置23防止所述燃料元件12的向下移动,在所述闩锁29打开时,所述燃料元件安置在相邻的燃料元件12上。从相邻的燃料元件12突出于一个特定的燃料元件12上方的竖直支撑装置23防止所述移动燃料元件12的向上移动。
在所有支撑装置23在打开位置时,芯4变成单个块,其中没有燃料元件12可以相对于其他燃料元件向上或向下移动。此外,在芯的周边位置并且在打开位置并且与燃料元件12的锚固结构11的狭槽34接合的竖直支撑装置23进一步防止整个芯4的垂直移动。
水平支撑装置24也具有大体上圆柱形的形状,并且其特征在于至少两个凸轮35并且能够绕其自身的轴线C旋转大于90°从关闭位置36到打开位置37,在关闭位置,水平支撑装置在水平平面上的投影被完全容纳在相应的燃料元件12的头部16的投影31内,该打开位置由图3的所有其他水平支撑装置24表示,在打开位置,凸轮35从所述投影31突出以使其末端部分38超出燃料元件12的头部16之间的间隙39,直到与两个头部16建立接触,特别是与它们相应的面40中的一个建立接触,或仅被限制到周边燃料元件12,与燃料元件12的锚固结构11接触。
竖直支撑装置23执行已经描述的对燃料元件的竖直约束功能,而当在燃料元件的头部16之间设置间隙39时,水平支撑装置24作为整体执行对燃料元件的头部16的径向约束功能。
在所有支撑装置22在打开位置时,芯变成一个竖直地并且径向地锚固到锚固结构11的单个块。
参考图4,(i)在关闭属于相邻的燃料元件的两个竖直支撑装置42a和42b之后,(ii)在关闭属于相同的燃料元件41的两个水平支撑装置时43a和43b之后,以及(iii)在关闭属于四个相邻的元件的四个支撑装置44a、44b、44c、44d之后,可以执行芯的总体内部燃料元件41的提取。
(i)在关闭属于一个相邻的元件的一个竖直支撑装置46之后,(ii)在关闭其接合在形成于燃料元件12的支撑结构11上的狭槽34中的竖直支撑装置47之后,(iii)在关闭属于相同的燃料元件45的两个水平支撑装置48a和48b之后,以及(iv)在关闭属于的两个相邻的元件的两个水平支撑装置49a、49b之后,可以执行芯的总体外部燃料元件45的提取。
用于关闭和打开水平支撑装置24的旋转极限可以从由元件12的头部16上的闩锁占据的狭槽34的形状确定。
支撑装置22的打开和关闭可以通过经由燃料转移机器的夹持器或经由适当的装置或远程操纵器(因为是本领域中已知的所以未例示)作用在六边形头部28上来执行。
通过类似的提取和插入过程,还可以使燃料元件旋转180°。
针对燃料元件支撑所描述的内容可以应用于插入在芯内的其他部件,诸如控制杆。
参考图1、图5a、图5b、图6a和图6b,在燃料元件12的轴17上应用膨胀器50,该膨胀器的特征在于径向膨胀能力随着温度增加并且在图5a、图5b中示出所述膨胀器的一个实施方案。
每个轴17(即每个燃料元件12)被设置有多个膨胀器50(在示出的实施例中,六个膨胀器50),所述膨胀器围绕轴17径向地定位并且围绕轴17(即围绕对应的燃料元件12的轴线)成角度地(圆周地)隔开,具有相对于轴线A的轴向对称布置。
每个膨胀器50从轴17径向突出;在示出的实施例中,每个膨胀器50具有垂直于燃料元件12的相应的面40的延伸。每个膨胀器50——其相对于垂直于轴17和轴线A的中间平面α对称以改善结构性能——包括多个低热膨胀元件51和多个高热膨胀元件52,所述低热膨胀元件例如由锆合金制成、是大体上Z形的,所述高热膨胀元件例如由Mn72Cu18Ni10合金制成、是大体上平行六面体形状。低热膨胀元件51和高热膨胀元件52沿着轴17(即平行于轴线A)轴向交替:每个元件52轴向地插置在两个轴向相邻的元件51之间。
元件51具有的热膨胀系数低于元件52。换句话说,元件51由具有第一热膨胀系数的第一材料制成,元件52由具有大于该第一热膨胀系数的第二热膨胀系数的第二材料制成。
每个膨胀器50还包括末端关闭元件53,该末端关闭元件也由具有高热膨胀系数的材料制成;例如具有U形的元件53覆盖元件51、52并且具有两个(或更多个)螺栓54(或其他紧固构件),所述螺栓轴向地固定膨胀器50的各个元件51、52并且防止由于远离轴线17的径向移位造成其分解。末端元件53径向突出于元件51、52的外部。
对于每个膨胀器50,轴17被设置有径向延伸部55,该延伸部从轴17径向突出并且具有径向外部端(与结合到轴17的径向内部端相对),该径向外部端接合低热膨胀元件51的轴向弯曲的径向外部末端部分56,该径向外部末端部分在轴向上更靠内(即更靠近中间平面α和径向延伸部55);第一高热膨胀元件52接合在所述元件的径向内部端上,该第一高热膨胀元件具有径向外部端,该径向外部端进而接合第二元件51的径向外部末端部分56,以此类推。
在温度升高之后,高热膨胀元件52比更靠近对称平面α的低热膨胀元件51伸长更多,从而引起高热膨胀元件52的径向端的差异径向移位;所述移位对于每对元件51、52累积直到导致径向移位ε。
螺栓54精确地接合在关闭元件53中,而为了允许膨胀器50的径向膨胀,它们与其他元件51、52以及与径向延伸部55接合,具有随着它们接近对称平面α而逐渐增加的游隙。
插入径向延伸部55的狭槽中并且作用在螺栓54上的弹性元件57允许膨胀器50在温度降低时以及在缺少强加于相邻元件部分上的作用时径向压缩。安装膨胀器以便在冷时将它们的投影维持在燃料元件12外形的水平投影内,并且仅当在高温下要求它们起作用时才从所述投影突出。
在反应堆的操作条件下,燃料元件的头部16实际上与支撑结构11等温,因为它们被浸没在容器2内部的反应堆的主要冷却剂的自由水平H1、H2上方的反应堆覆盖气体58中,并且因此总是刚性地维持就位。燃料元件的脚部15处于冷歧管7的温度并且处于与液压分离结构5的开口21的内缘20相同的温度,并且因此可以以小范围公差安装,从而也消除由于脚部15的结构弹性造成的游隙。还在支撑燃料杆60的上部栅板59处使组装游隙最小化。因此,燃料元件总是刚性地固定在顶部处的头部上和在底部处的脚部上并且自由向下热膨胀。随着功率增加,燃料元件在栅板59处比在脚部15处径向膨胀得更多。差异膨胀从芯的中心朝向外部累积,并且能够通过以下实现差异膨胀:(i)通过脚部15围绕其由与相邻的元件的脚部15和/或与开口21的内缘20的接触点61构成的径向约束的旋转,(ii)通过借助于球形联接器19,燃料元件12的轴17相对于头部16的旋转,以及(iii)通过轴17的挠曲。燃料元件12被安装在栅板59旁边(图6a),并且在反应堆的正常操作期间也保持定位在所述栅板59旁边,与膨胀器50隔开,而在意外情形下,当超过预定温度时,膨胀器50的较大径向膨胀将它们互锁(图6b)并且根据温度按预定值δ放大芯的径向膨胀。
简而言之,通过定位在燃料元件12的相应的下部轴向端处的燃料元件12的脚部15的旋转使芯4膨胀,而定位在燃料元件12的相应的上部轴向端处的燃料元件12的头部16保持大体上静止。
由于芯必须不能径向松弛,因此膨胀器50上的干预必需总是由弹性元件抵消,所述弹性元件在冷却终止膨胀器50的干预时将芯重新设置成紧凑配置;在指示的实施例中,所述弹性元件由燃料元件12的轴17构成。
特别参考图7和图8,示出了将膨胀器50应用于在底部处锚固在栅板上的刚性燃料元件的一个实施例,由于栅板是已知解决方案,因此未示出该栅板。
燃料元件的头部16由容纳连接到关闭结构3的芯的柔性容纳元件62径向约束。当燃料元件12的头部16因为膨胀器50的热膨胀彼此隔开时,柔性元件62继续径向夹紧芯4,从而防止振动。
利用刚性燃料元件12,径向弹性元件也可以根据其他构造方案获得,例如容纳连接到液压分离结构5的底部部分的芯4的柔性容纳元件或插置在燃料元件12的所述头部16之间的弹性返回元件,考虑到多个可能的实施方案而未被详细描述。
综上所述,本发明的优点是明显的。
-膨胀器50——其在正常反应堆操作条件下不彼此接合并且不更改芯的正常温度逆反应,但是其在芯输出温度超过预定参考值时放大芯的径向膨胀以及反应性的相关联的消极逆反应——将重要的安全因素引入到芯的设计中。
-考虑到它们的几何形状和轴对称操作,膨胀器不具有在组装阶段中观察到的预定方向,它们也不排除在补给燃料阶段期间燃料元件旋转的可能性。
-设置成准许芯膨胀的柔性元件17、62还允许消除燃料元件12之间的游隙,以维持芯4紧凑并且消除振动的风险以及相关联的反应性变化。
-由于存在柔性元件17、62而便于补给燃料。
-可释放的水平支撑装置24的存在允许在补给燃料操作期间有利地使用燃料元件的头部之间的游隙。

Claims (8)

1.一种核反应堆(1),包括一个容器(2),所述容器容纳一个芯(4),所述芯被浸没在用于冷却所述芯(4)的主要流体(F)中并且包括一束燃料元件(12),所述燃料元件沿着相应的平行纵向轴线(A)延伸并且在相应的活性部分(13)和相应的头部(16)之间所述燃料元件被设置有在垂直于所述轴线(A)的方向上径向作用的膨胀器(50);所述膨胀器(50)包括低热膨胀元件(51)、高热膨胀元件(52)、末端关闭元件(53)和紧固构件,所述低热膨胀元件被机械地联接到高热膨胀元件(52),所述高热膨胀元件和所述低热膨胀元件垂直地交替,使得每个高热膨胀元件垂直地插置在两个低热膨胀元件之间,所述末端关闭元件覆盖所述低热膨胀元件和所述高热膨胀元件,所述紧固构件将所述低热膨胀元件和所述高热膨胀元件轴向地固定到所述末端关闭元件,所述低热膨胀元件(51)由具有第一热膨胀系数的第一材料制成,所述高热膨胀元件(52)由具有大于该第一热膨胀系数的第二热膨胀系数的第二材料制成;所述低热膨胀元件(51)与所述高热膨胀元件(52)交替地接合以放大所述膨胀器(50)的相应的末端关闭元件(53)的径向膨胀,当超过预定温度时,所述末端关闭元件彼此接合以使所述燃料元件(12)彼此隔开并且使所述芯(4)径向膨胀;其中每个燃料元件(12)被设置有多个膨胀器(50),所述膨胀器(50)从所述燃料元件(12)的轴(17)径向突出并且围绕所述燃料元件(12)的轴线(A)成角度地隔开,其中所述低热膨胀元件(51)是大体上Z形的,并且所述高热膨胀元件(52)是大体上平行六面体的形状。
2.根据权利要求1所述的核反应堆(1),其中每个燃料元件(12)被设置有多个膨胀器(50),所述膨胀器(50)的数目等于所述燃料元件(12)的头部(16)的面的数目。
3.根据权利要求1所述的核反应堆(1),其中对于每个燃料元件(12),所述膨胀器(50)的径向膨胀使所述燃料元件的轴(17)挠曲并且使所述燃料元件(12)的活性部分(13)隔开,通过定位在燃料元件(12)的相应的下部轴向端处的燃料元件(12)的相应的脚部(15)的旋转使所述芯(4)膨胀,而定位在所述燃料元件(12)的相应的上部轴向端处的所述燃料元件(12)的相应的头部(16)保持大体上静止。
4.根据权利要求1所述的核反应堆(1),其中所述膨胀器(50)的膨胀使所述燃料元件(12)隔开,通过燃料元件(12)围绕定位在燃料元件(12)的相应的下部轴向端处的燃料元件(12)的相应的脚部(15)的旋转使所述芯(4)膨胀,其中燃料元件(12)的相应的头部(16)定位在燃料元件(12)的相应的上轴向端部处并且隔开彼此;所述头部(16)作用在柔性容纳元件(62)上。
5.根据权利要求1所述的核反应堆(1),其中所述低热膨胀元件(51)和所述高热膨胀元件(52)沿着相应的燃料元件(12)的轴(17)——即,平行于燃料元件(12)的轴线(A)——轴向交替;每个高热膨胀元件(52)轴向插置在两个轴向相邻的低热膨胀元件(51)之间。
6.根据权利要求1所述的核反应堆(1),其中每个膨胀器(50)相对于垂直于相应的燃料元件(12)的轴线(A)的中间平面(α)对称。
7.根据权利要求1所述的核反应堆(1),其中所述末端关闭元件径向突出到所述低热膨胀元件(51)和所述高热膨胀元件(52)外部。
8.根据权利要求1所述的核反应堆(1),其中对于每个膨胀器(50),每个燃料元件(12)的轴(17)被设置有一个径向延伸部(55),所述径向延伸部从轴(17)径向突出并且具有一个与结合到轴(17)的径向内部端相对的径向外部端,所述径向外部端接合第一低热膨胀元件(51)的轴向弯曲的径向外部末端部分(56),第一高热膨胀元件(52)接合在所述第一低热膨胀元件的径向内部端,所述第一高热膨胀元件具有进而接合第二低热膨胀元件(51)的径向外部末端部分(56)的径向外部端,以此类推。
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Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN112216409B (zh) * 2020-09-07 2023-02-28 国家电投集团科学技术研究院有限公司 堆芯、核反应堆和核反应堆的非能动停堆方法

Family Cites Families (13)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB969471A (en) * 1959-10-16 1964-09-09 Head Wrightson & Co Ltd Improvements in core structures of nuclear reactors
GB1176646A (en) * 1966-04-06 1970-01-07 Atomic Energy Authority Uk Improvements in or relating to Nuclear Reactors.
US3661708A (en) * 1968-05-09 1972-05-09 Atomic Power Dev Ass Inc Fuel subassembly for nuclear reactor
US3600276A (en) * 1968-10-07 1971-08-17 John B Nims Jr Fuel systems for nuclear reactors
US3831396A (en) * 1971-08-19 1974-08-27 Aeronautical Res Ass Of Prince Self-regulating thermal protection system for heated surfaces
UST911015I4 (en) * 1971-12-21 1973-06-26 Nuclear core positioning system
US4131510A (en) * 1977-06-21 1978-12-26 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Magnetic nuclear core restraint and control
FR2609833B1 (fr) * 1987-01-21 1991-10-18 Novatome Coeur d'un reacteur nucleaire et procede de chargement de ce coeur
GB8707614D0 (en) * 1987-03-31 1987-05-07 Nat Nuclear Corp Ltd Reactivity control in nuclear reactors
JPH0481693A (ja) * 1990-07-25 1992-03-16 Hitachi Ltd 原子炉の炉心
JPH06201874A (ja) * 1993-01-06 1994-07-22 Toshiba Corp 核燃料スペーサ
EP2184742B1 (en) * 2008-11-07 2015-01-07 Areva NP Tie plate and corresponding fuel assembly
EP2674948A4 (en) * 2011-02-10 2017-11-22 Tokyo Institute of Technology Nuclear reactor and power generation facility

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