CN111477364A - 核反应堆组件 - Google Patents

Abstract

本发明公开了一种核反应堆组件(100)，包括：头部(1)，所述头部(1)包括操作部(11)，其中操作工具能够对所述操作部(11)进行操作：连接至所述头部(1)的主体部(2)，所述主体部(2)包括纵向延伸的壳体(21)；以及连接至所述主体部(2)的脚部(3)，设置为与所述核反应堆组件(100)的支撑装置的容纳孔进行配合。

Description

核反应堆组件

技术领域

本发明的实施例涉及核工程技术领域，特别涉及一种核反应堆组件。

背景技术

核反应堆的堆芯包括多种核反应堆组件以及约束构件，是核反应堆的核心部位。核反应堆组件发生变形或损坏会引起燃料重新分布从而导致堆芯温度骤变，还会使得冷却剂流道阻塞从而导致堆芯功率波动，进而影响核反应堆的安全运行。对此，现有技术中存在用于分析核反应堆组件变形情况的程序，以便了解核反应堆的安全性。

以上程序依赖于堆外变形试验结果进行验证，堆外变形试验需要使用大量的核反应堆组件作为试验件，然而，实际核反应堆组件的制造成本和废品率较高，不适合用于试验，以免造成不必要的资源浪费。因此，有必要研究一种适于堆外变形试验的核反应堆组件。

发明内容

本发明的主要目的在于提供一种核反应堆组件，以解决上述技术问题中的至少一个方面。

根据本发明的一个方面，提出一种核反应堆组件，包括：头部，所述头部包括操作部，其中操作工具能够对所述操作部进行操作；连接至所述头部的主体部，所述主体部包括纵向延伸的壳体；以及连接至所述主体部的脚部，设置为与所述核反应堆组件的支撑装置的容纳孔进行配合。

根据一些实施方式，所述操作部为圆筒结构，其中测量装置能够从所述圆筒结构的开口伸入所述核反应堆组件以进行测量。

根据一些实施方式，所述操作部上设有操作孔，操作工具通过作用于所述操作孔来对所述核反应堆组件进行操作。

根据一些实施方式，所述头部还包括第一连接部，所述第一连接部连接于所述操作部与所述主体部之间。

根据一些实施方式，所述第一连接部的形状与所述壳体的形状相对应

根据一些实施方式，所述第一连接部包括相互连接的第一连接本体以及第一配合部，所述第一连接本体与所述操作部连接，所述第一配合部与所述壳体配合。

根据一些实施方式，所述第一配合部的径向尺寸小于所述第一连接本体的径向尺寸，从而在所述第一连接本体与所述第一配合部的连接处形成第一肩部，所述壳体能够抵持于所述第一肩部。

根据一些实施方式，所述第一连接本体的外表面上沿周向间隔设置有多个第一突出部。

根据一些实施方式，所述第一连接本体具有多条棱线，所述多个第一突出部靠近所述多条棱线分布。

根据一些实施方式，所述头部的外表面经过表面硬化处理。

根据一些实施方式，所述壳体的内表面设有测温补偿层。

根据一些实施方式，所述壳体的内表面能够设置加热单元。

根据一些实施方式，所述壳体的外表面上沿周向间隔设置有多个第二突出部。

根据一些实施方式，所述壳体具有多条棱线，所述第二突出部设于相邻棱线中间。

根据一些实施方式，所述多个第二突出部经过表面硬化处理。

根据一些实施方式，所述多个第二突出部粘接于所述壳体的外表面。

根据一些实施方式，所述核反应堆组件还包括设于所述主体部与所述脚部之间的第二连接部，所述第二连接部包括相互连接的第二配合部以及第二连接本体，所述第二二配合部与所述壳体配合，所述第二连接本体与所述脚部连接。

根据一些实施方式，所述第二配合部的径向尺寸小于所述第二连接本体的径向尺寸，从而在所述第二连接本体与所述第二配合部的连接处形成第二肩部，所述壳体能够抵持于所述第二肩部。

根据一些实施方式，所述第二配合部为空心结构，所述第二配合部的腔体为圆柱状。

根据一些实施方式，所述第二连接部靠近所述脚部的一端的内壁形成第一螺纹结构，所述脚部的外表面形成相对应的第二二螺纹结构。

在根据本发明的实施例的核反应堆组件中，通过设置操作部，能够方便操作工具对核反应堆组件进行操作，通过设置脚部与容纳孔配合，可以使得核反应堆组件支撑于支撑装置，从而便于在堆外试验中使用。

附图说明

通过下文中参照附图对本发明所作的描述，本发明的其它目的和优点将显而易见，并可帮助对本发明有全面的理解。

图1示出了根据本发明的一个示例性实施例的核反应堆组件的结构示意图；

图2示出了图1的核反应堆组件的头部的结构示意图；

图3示出了图1的核反应堆组件的主体部的结构示意图；

图4示出了图1的核反应堆组件的第二连接部的结构示意图；以及

图5示出了图1的核反应堆组件的脚部的结构示意图。

具体实施方式

下面通过实施例，并结合附图，对本发明的技术方案作进一步具体的说明。在说明书中，相同或相似的附图标号指示相同或相似的部件。

在下面的详细描述中，为便于解释，阐述了许多具体的细节以提供对本披露实施例的全面理解。然而明显地，一个或多个实施例在没有这结具体细节的情况下也可以被实施。在其他情况下，公知的结构和装置以图示的方式体现以简化附图。

图1示出了根据本发明的一个示例性实施例的核反应堆组件100的结构示意图，如图1所示，核反应堆组件100包括：头部1，头部1包括操作部11，其中操作工具能够对操作部11进行操作；连接至头部1的主体部2，主体部2包括纵向延伸的壳体21；以及连接至主体部2的脚部3，设置为与核反应堆组件100的支撑装置的容纳孔进行配合。在根据本发明的实施例的核反应堆组件100中，通过设置操作部11，能够方便操作上具对核反应堆组件100进行操作，通过设置脚部3与容纳孔配合，可以使得核反应堆组件100支撑于支撑装置，从而便于在堆外试验中使用。本发明的核反应堆组件100可以作为模拟件，用于在堆外试验中模拟实际核反应堆组件。为了能够反映核反应堆组件在核反应堆稳态运行期间的真实状态，本发明的核反应堆组件100与实际核反应堆组件之间的尺寸比设置为1∶1。

堆外变形试验的主要目的在于模拟核反应堆真实运行期间由温度场分布不均匀引起的核反应堆组件变形、整个堆芯的核反应堆组件相互挤压和协调变形后的相互作用力、以及最外围核反应堆组件与围筒之间的接触力，最终达到验证核反应堆组件变形分析程序的正确性和适用性的目的。

需要说明的是，由于服役环境和承接功能的特殊性，实际核反应堆组件在材料选取、结构设计、加工工艺(包括成型、装配和焊接)等方面均有特殊要求，并且制造精度要求高，因此其废品率和采购成本较高。本发明的核反应堆组件100主要是模拟实际核反应堆组件在不均匀温度场的作用下发生的热变形特征，因此无需满足实际核反应堆组件的所有功能和性能指标。

图2示出了图1的核反应堆组件100的头部1的结构示意图，如图2所示，操作部11为圆筒结构，其中测量装置能够从圆筒结构的开口伸入核反应堆组件100以进行测量。实际核反应堆组件的操作部包括抓头、冷却剂出口等精细的结构，其中抓头和冷却剂出口的设置位置较高，对堆外试验时核反应堆组件的热变形以及受力变形的影响很小，因此为了降低加工的难度和成本，本发明去掉抓头和冷却剂出口等结构，并对抓头以及冷却剂出口进行刚度等效的简化，最终以圆筒结构代替实际的操作部。所述圆筒结构适于供测温装置伸入以测量核反应堆组件100的内壁面的温度分布。

操作部11上设有操作孔13，操作工具通过作用于操作孔13来对核反应堆组件100进行操作，例如吊装、转运等。操作孔13的数量可以为两个，对称分布于所述圆筒结构上。操作部11的直径、厚度和高度基于实际核反应堆组件的操作部的刚度进行设计，确保在对核反应堆组件100进行操作的过程中，操作孔13处不会发生塑性破坏。

参照图1和图2，头部1还包括第一连接部12，第一连接部12连接于操作部11与主体部2之间。第一连接部12的形状与壳体21的形状相对应。例如，壳体21与第一连接部12的形状都为空心六棱柱。

第一连接部12包括相互连接的第一连接本体14以及第一配合部15，第一连接本体14与操作部11连接，第一配合部15与壳体21配合。第一配合部15的径向尺寸小于第一连接本体14的径向尺寸，从而在第一连接本体14与第一配合部15的连接处形成第一肩部16，壳体21能够抵持于第一肩部16，此时第一配合部15收容于壳体21的腔体内。第一连接部12与主体部2配合之后，可以再通过焊接进行连接。

第一连接本体14的外表面上沿周向间隔设置有多个第一突出部17，用于防止相邻核反应堆组件100的壳体21直接接触。此外，用于对核反应堆组件100进行约束的约束单元可以连接至多个第一突出部17。并且用于对核反应堆组件100施加水平力的水平力加载单元可以连接至多个第一突出部17。

第一连接本体14具有多条棱线，多个第一突出部17靠近多条棱线分布。多个第一突出部17可以覆盖棱线，并延伸至棱线两侧。第一连接本体14具有多个平面，多个第一突出部17可以为块状，多个第一突出部17的表面平行于第一连接本体14的多个平面。多个第一突出部17的形状和大小相同。

头部1主要承担两项功能：操作部11用于供操作工具进行操作；多个第一突出部17用于防止壳体21直接接触。这两项功能都会在头部1上产生较大的局部应力，因此头部1的外表面需要经过表面硬化处理，例如通过渗氮淬火处理，控制表面硬度和渗层深度。头部1的材料可以包括经固溶处理的不锈钢，例如15-15Ti奥氏体不锈钢。

图3示出了图1的核反应堆组件100的主体部2的结构示意图，如图3所示，壳体21的外表面上沿周向间隔设置有多个第二突出部22，用于防止相邻核反应堆组件100的壳体21直接接触。类似于第一突出部17，多个第二突出部22可以与约束单元和/或水平力加载单元连接。

壳体21具有多条棱线，第二突出部22设于相邻棱线中间。由此，第一突出部17靠近棱线分布，第二突出部22设于相邻棱线中间，能够进一步改善防止壳体21直接接触的效果。壳体21具有多个平面，多个第三突出部22可以为块状，多个第二突出部22的表面平行于壳体21的多个平面。多个第二突出部22的形状和大小相同。多个第二突出部22可以设干壳体21上部的区域。

由于多个第二突出部22受载时会产生较大的局部应力，因此多个第二突出部22需要经过表面硬化处理，例如渗氮淬火处理。在本发明的实施例中，多个第二突出部22粘接于壳体21的外表面。粘接剂的厚度不超过0.1mm。在实际核反应堆组件中，第二突出部的加工工艺为冲压成型，属于精细加工，成品率较低。因此，为了提高成品率且节约成本，本发明对第二突出部22重新设计，以粘贴式代替冲压成型式。在对壳体21的局部区域的刚度影响不大的前提下，达到防止相邻核反应堆组件100热弯曲变形后壳体21相互接触的目的。

壳体21的内表面设有测温补偿层，用于提高非接触式温度测量的准确度。在堆外试验中，可以采用例如红外测温设备对核反应堆组件的内表面的温度分布进行非接触式测量。在非接触式温度测量中，为了补偿材料发射率不同所带来的测量误差，需要设置测温补偿层。例如，所述测温补偿层可以为黑漆层。所述测温补偿层的厚度不超过0.1mm。所述测温补偿层能够耐高温。

壳体21的内表面能够设置加热单元，用于模拟实际核反应堆组件中燃料棒的产热特性。通过对所述加热单元进行加热，能够实现对本发明核反应堆组件100的温度场和温度梯度的控制。实际核反应堆组件包括设于壳体21内的燃料棒，考虑到核反应堆组件变形过程中燃料棒与壳体之间为柔性接触，甚至不会发生接触，燃料棒对核反应堆组件抗弯刚度的贡献较小，因此本发明的核反应堆组件100内不设置燃料棒，而是采用加热单元来模拟燃料棒的产热特性。所述加热单元的设置区域对应于实际核反应堆组件中燃料棒的产热区域。所述加热单元可以粘贴于壳体21的内表面。所述加热单元可以为硅胶加热带。可以采用合理的粘贴工艺按照设计的加热单元的数量和位置进行粘贴。

核反应堆组件100还包括设于主体部2与脚部3之间的第二连接部4，图4示出了图1的核反应堆组件100的第二连接部4的结构示意图，如图4所示，第二连接部4包括相互连接的第二配合部41以及第二连接本体42，第二配合部41与壳体21配合，第二连接本体42与脚部3连接。第二配合部41以及第二连接本体42的形状与壳体21的形状相对应，例如都为空心六棱柱。

第二配合部41的径向尺寸小于第二连接本体42的径向尺寸，从而在第二连接本体42与第二配合部41的连接处形成第二肩部43，壳体21能够抵持于第二肩部43，此时第二配合部41收容于壳体21的腔体内。第二连接部4与主体部2配合之后，再通过焊接进行连接。

在本发明的实施例中，第二配合部41为空心结构，第二配合部41的腔体为圆柱状。实际核反应堆组件为了实现与内部栅板配合安装，将第二连接部的上部设置为“内方外方”的六边形薄壁结构，即在实际核反应堆组件中，第二连接部的上部的腔体为六棱柱状。本发明基于以下两方面的考虑，将第二配合部41的腔体设计为圆柱状，即“内圆外方”形式：一方面，内部栅板主要起支承和固定燃料棒的功能，其加工工艺较复杂且安装耗时较长，考虑到本发明的核反应堆组件100不设置燃料棒，且栅板位于核反应堆组件的支撑装置附近，其对核反应堆组件抗弯刚度的贡献较小，因此本发明的核反应堆组件100忽略栅板，即第二配合部41无需考虑与内部栅板配合；另一方面，将腔体设置为圆柱状，可以简化加工工艺和提高成品率。可以通过改变第二配合部41的局部壁厚，使得本发明的第二配合部41的刚度和变形与实际核反应堆组件相似。

第二连接部4靠近脚部3的一端的内壁形成第一螺纹结构，脚部3的外表面形成相对应的第二螺纹结构，通过第一螺纹结构与第二螺纹结构的配合，实现第二连接部4与脚部3之间的配合。第二连接部4与脚部3通过螺纹配合之后，再通过焊接进行连接。

图5示出了图1的核反应堆组件100的脚部3的结构示意图，如图5所示，脚部3整体可以为圆柱状。对于实际核反应堆组件，不同类型组件的脚部的结构和尺寸各不相同，约有几十种不同类型的脚部形式，以防止装配堆芯时组件插错。若堆外试验模拟所有类型组件的脚部，不仅加工复杂，而且制造成本巨大。因此，本发明的核反应堆组件100将脚部3简化统一为一种形式。脚部3与支撑装置的容纳孔在配合时，两者之间留有间隙，间隙大小与实际情况相近，例如间隙不超过0.5mm。

参照图5，脚部3包括脚部本体31以及形成于脚部本体31端部的第三配合部32，第三配合部32的外表面形成第二螺纹结构，用于与所述第一螺纹结构配合。第三配合部32的径向尺寸小于脚部本体31的径向尺寸，从而在脚部本体31与第三配合部32的连接处形成第三肩部33，第三肩部33能够抵持于第二连接部4的表面，此时第三配合部32收容于第二连接部4的腔体内。

本发明的核反应堆组件100在设计时充分考虑了结构功能、性能需求以及加工工艺要求。对头部1、主体部2、脚部3以及第二二连接部4等结构进行合理化改进，每个结构的简化设计均以满足试验需求为前提，尽可能做到简化工艺流程，控制加工制造成本。本发明的核反应堆组件100能够为堆外试验提供有效的试验件，以配合试验台架和测量系统共同完成试验，获取有效的试验数据。

根据以上描述，本发明的核反应堆组件100至少能够实现以下技术效果：

(1)简化后的圆筒状操作部，能够节省不锈钢材料，降低加工难度，减少成本以及缩短制造工期；

(2)通过将操作部设计为开口圆筒结构，能够为采用非接触式测温设备测量核反应堆组件内壁面的温度场提供前提条件，缩短获取核反应堆组件的三维温度场的时间，提高数据采集效率；

(3)改进设置方式后的第二突出部有利于提高主体部的成品率；

(4)简化设计后的第二连接部和脚部能够大大降低加工制造难度，缩短加工制造周期，节省生产成本。

虽然结合附图对本发明进行了说明，但是附图中公开的实施例旨在对本发明的实施方式进行示例性说明，而不能理解为对本发明的一种限制。为了清楚地示出各个部件的细节，附图中的各个部件并不是按比例绘制的，所以附图中的各个部件的比例也不应作为一种限制。

虽然本发明总体构思的一些实施例已被显示和说明，本领域普通技术人员将理解，在不背离本发明总体构思的原则和精神的情况下，可对这些实施例做出改变，本发明的范围以权利要求和它们的等同物限定。

Claims (20)

1.一种核反应堆组件(100)，包括：

头部(1)，所述头部(1)包括操作部(11)，其中操作工具能够对所述操作部(11)进行操作；

连接至所述头部(1)的主体部(2)，所述主体部(2)包括纵向延伸的壳体(21)；以及

连接至所述主体部(2)的脚部(3)，设置为与所述核反应堆组件(100)的支撑装置的容纳孔进行配合。

2.根据权利要求1所述的核反应堆组件，其特征在于，所述操作部(11)为圆筒结构，其中测量装置能够从所述圆筒结构的开口伸入所述核反应堆组件(100)以进行测量。

3.根据权利要求1所述的核反应堆组件，其特征在于，所述操作部(11)上设有操作孔(13)，操作工具通过作用于所述操作孔(13)来对所述核反应堆组件(100)进行操作。

4.根据权利要求1所述的核反应堆组件，其特征在于，所述头部(1)还包括第一连接部(12)，所述第一连接部(12)连接于所述操作部(11)与所述主体部(2)之间。

5.根据权利要求4所述的核反应堆组件，其特征在于，所述第一连接部(12)的形状与所述壳体(21)的形状相对应。

6.根据权利要求5所述的核反应堆组件，其特征在于，所述第一连接部(12)包括相互连接的第一连接本体(14)以及第一配合部(15)，所述第一连接本体(14)与所述操作部(11)连接，所述第一配合部(15)与所述壳体(21)配合。

7.根据权利要求6所述的核反应堆组件，其特征在于，所述第一配合部(15)的径向尺寸小于所述第一连接本体(14)的径向尺寸，从而在所述第一连接本体(14)与所述第一配合部(15)的连接处形成第一肩部(16)，所述壳体(21)能够抵持于所述第一肩部(16)。

8.根据权利要求6所述的核反应堆组件，其特征在于，所述第一连接本体(14)的外表面上沿周向间隔设置有多个第一突出部(17)。

9.根据权利要求8所述的核反应堆组件，其特征在于，所述第一连接本体(14)具有多条棱线，所述多个第一突出部(17)靠近所述多条棱线分布。

10.根据权利要求1所述的核反应堆组件，其特征在于，所述头部(1)的外表面经过表面硬化处理。

11.根据权利要求1所述的核反应堆组件，其特征在于，所述壳体(21)的内表面设有测温补偿层。

12.根据权利要求1所述的核反应堆组件，其特征在于，所述壳体(21)的内表面能够设置加热单元。

13.根据权利要求1所述的核反应堆组件，其特征在于，所述壳体(21)的外表面上沿周向间隔设置有多个第二突出部(22)。

14.根据权利要求13所述的核反应堆组件，其特征在于，所述壳体(21)具有多条棱线，所述第二突出部(22)设于相邻棱线中间。

15.根据权利要求13所述的核反应堆组件，其特征在于，所述多个第二突出部(22)经过表面硬化处理。

16.根据权利要求13所述的核反应堆组件，其特征在于，所述多个第二突出部(22)粘接于所述壳体(21)的外表面。

17.根据权利要求1所述的核反应堆组件，其特征在于，还包括设于所述主体部(2)与所述脚部(3)之间的第二连接部(4)，所述第二连接部(4)包括相互连接的第二配合部(41)以及第二连接本体(42)，所述第二配合部(41)与所述壳体(21)配合，所述第二连接本体(42)与所述脚部(3)连接。

18.根据权利要求17所述的核反应堆组件，其特征在于，所述第二配合部(41)的径向尺寸小于所述第二连接本体(42)的径向尺寸，从而在所述第二连接本体(42)与所述第二配合部(41)的连接处形成第二肩部(43)，所述壳体(21)能够抵持于所述第二肩部(43)。

19.根据权利要求17所述的核反应堆组件，其特征在于，所述第二配合部(41)为空心结构，所述第二配合部(41)的腔体为圆柱状。

20.根据权利要求17所述的核反应堆组件，其特征在于，所述第二连接部(4)靠近所述脚部(3)的一端的内壁形成第一螺纹结构，所述脚部(3)的外表面形成相对应的第二螺纹结构。

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