CN1172330A - 一种用于核反应堆的控制棒束 - Google Patents

Abstract

控制捧束(55)具有一个捧束支承件(56)和多个吸收棒(60),每个吸收棒都有一个含有吸收中子材料的伸长套管(61),吸收棒的一端固定在支承件(56)上,以便构成吸收棒的纵轴(62)基本全部平行的一束。棒束(55)的每个吸收棒(60)都内切于与吸收棒(60)同轴(62)的圆柱体(65)内表面,该圆柱直径大于吸收棒套(61)的外标称直径。最好每个吸收棒(60)沿着其长度至少具有两个相对棒套(61)圆柱体外表面径向凸出的环形凸缘(63)。

Description

一种用于核反应堆的控制棒束

本发明涉及一种用于核反应堆的控制棒束，更具体地讲本发明涉及一种用于引入燃料组件导向管中的压水核反应堆的控制棒束。

压水核反应堆装有棱柱形燃料组件，它们并列构成反应堆芯，在反应堆芯内由于构成组件的燃料棒中的富铀块连续裂变而放出热来。

由控制棒束实现了调节或停止核反应，该反应所提供的热量传给由压水构成的载热流体，而该控制棒束每个都是由24个吸收棒的束所构成，该吸收棒各个都是由装有吸收中子的碳化硼套管构成。控制棒束装有一个棒束支承件，它是由在其上按辐射状固定了用于固定吸收棒的隔板的装卸棒束的圆头式主体构成的。吸收棒一端固定到棒束支承件一个隔板上，以便使吸收棒彼此完全平行并且分布在构成束轴的棒束中心轴的周围，并按照燃料组件导向管的安排对称地安置。在这种对称的安排中，吸收棒的轴安置在以束轴作为公共轴的共轴圆柱体表面上。

这种吸收棒的对称安排，可以将控制棒束的24个吸收棒引入到安置在反应堆芯中分布的24个燃料组件的24个导向管网格中，以便使控制棒束参与反应堆芯的反应性调节。

在反应堆芯中沿着垂直方向移动控制棒束，以便依据在燃料棒中富铀块的贫化，以及根据网内能量需求的变化，来调节核反应堆的功率。

通过置于核反应堆容器顶盖上的操纵机构，沿着燃料组件导向管轴的方向实现了控制棒束的位移。

另一方面，控制棒束是在堆芯上面通过构成核反应堆内部上方装置一部分的导向管进行导向的，而且它们置于与引入控制棒束的燃料组件成一条直线的位置上。

反应堆内部上方装置中的导向管装有导向板，它们是沿着导向管长度的主要部分、有规则地间隔放置的，连续导向装置占据导向管的下部。

在运行多少有点长时间之后，控制棒束的吸收棒套管在导向元件中的摩擦力能产生磨损，尤其是使导向元件的孔径椭圆化，该导向元件之间是以一定的可容许棒束支承件隔板通过的开口连接起来的，而在该支承件隔板上固定了吸收棒。

尤其是，当短暂的运行期间，因冷却流体的通过而产生了吸收棒套在导向板和连续导向套内的振动，在该振动的影响下，能够增大磨损现象，从而产生导向元件的早期磨损。此外，控制棒束中的吸收棒套，也经受必然引起它们替换的运行磨损。

为了限制控制棒束中的吸收棒和内部上方装置中导向元件的磨损，使冷却流体离开堆芯时在反应堆内部上方装置中产生循环，这确保了吸收棒可紧贴着内部上方装置中的导向元件。于是在运行的反应堆中，可限制或消除吸收棒的振动，从而限制了吸收棒和导向元件的磨损速度。在装有控制棒束的各个燃料组件出口，将冷却流体导向，以便使控制棒束中的各个吸收棒都径向紧贴其导向元件的内表面。

在堆芯出口冷却流体循环的上述改进，可以避免吸收棒的任何过分的振动，并限制了吸收棒的磨损，可是，它在吸收棒和其导向元件之间还存在着引起很大摩擦力的不利之处，这是由于呈圆柱形、完全笔直和恒定截面的吸收棒径向紧贴着导向元件的内表面而造成的，因而，吸收棒棒束的轴向位移受到限制，特别是当核反应堆紧急停止时，需要在尽可能短的时间内，将控制棒束完全落入其在燃料组件中的最大插入位置中。控制棒束的吸收棒，由于冷却水的循环，紧贴着它们的导向元件。因而增加了控制棒束落入到它们最大插入位置的时间。

因此，本发明的目的是提出一种用于核反应堆的控制棒束，它具有一个棒束支承件和多个吸收棒，而各个吸收棒都有一个装有吸收中子材料的伸长的管套，吸收棒的一端固定在支承件上，以便构成使吸收棒的纵轴之间完全平行的一束；这种控制棒束的形状，当核反应堆紧急停止时，很容易并加速落下，特别是在核反应堆冷却流体的循环引起控制棒束的吸收棒紧贴着核反应堆内部上方装置中的导向元件时，更是如此。

为此，棒束的各个吸收棒都内接于以吸收棒轴为轴的一个圆柱体表面，并且圆柱体直径大于吸收棒套的标准(称)外直径。

最好，各个吸收棒沿着其长度至少具有两个相对吸收棒套外表面径向凸出的环形凸缘。

本发明也涉及一种控制棒束，其中按照一种对称安排(它重复了核反应堆内部上方装置中，导向管的连续导向管道的安排)将吸收棒配置在棒束中心轴的周围，以便使吸收棒的轴安置在围绕棒束轴有规则分布的角度位置上，并至少位于一个以控制棒束轴为轴的圆柱形表面上，其特征在于：各个吸收棒沿着其至少一部分长度存在着波动，这些波动平行于一个与圆柱体表面相切的平面，而沿着该圆柱体安置了吸收棒的轴。

为了更好的理解本发明，下面将参照有关的附图，作为非限制性的实例，描述两个本发明控制棒束的实施方式及其在压水核反应堆中的应用。

图1是压水核反应堆容器的垂直剖面视图。

图2是核反应堆上方内部结构中的导向管正视图。

图2A是沿着图2中的A-A线的剖面视图。

图2B是沿着图2中的B-B线的剖面视图。

图2C是沿着图2中的C-C线的剖面视图。

图2D是沿着图2中的D-D线的剖面视图。

图2E是沿着图2中的E-E线的剖面视图。

图3是按照已有技术的一种控制棒束的正侧视图和局部剖面图。

图4是图3所示棒束的吸收棒连续导向元件横截面剖视图，它表示出了核反应堆中冷却流体引起的吸收棒的贴紧效应。

图5是按照本发明第1种实施方式的控制棒束正视图和局部剖视图。

图6是图5所示控制棒束的吸收棒部分垂直平面剖视图。

图7是按照本发明第2种实施方式的控制棒束正视图和局部剖视图。

图7A是按照图7中A的方向的棒束的顶视图。

图8A是图7所示本发明棒束的吸收棒的一部分的沿图8B的A方向的局部正视图。

图8B是沿着图8A的B方向的正侧视图。

图9和10分别是插入本发明第1种和第2种实施方式的控制棒束的吸收棒的核反应堆连续导向元件的横剖示意图。

在图1中，可看到压水核反应堆的结构1，在其上安置了包含有堆芯3的反应堆容器2，该堆芯是由将其轴以垂直方向放置的棱柱形燃料组件5构成的，该堆芯3放置于内部下方装置6的内部，它特别包括围绕着堆芯的隔断。

在堆芯3的上方安置了内部上方装置7，它装有上板8、构成堆芯上板的下板9以及导向管10。

各个导向管10都包括一个上面部分10a，它固定在内部上方装置的上板8上，还包括一个下面部分10b，它借助导向轴梗插入到内部下方装置的下板9中。

核反应堆的控制棒束11是可动的，通过操纵装置12能垂直移动，而棒束移位是在内部上方装置中的导向管10内部上方位置和在燃料组件5中完全插入的下方位置之间移动。

在图2中，可看到表示在图1的核反应堆内部上方装置的一个导向管10。

导向管10包括一个用螺钉固定在内部装置上板8上的上面部分10a，其中安置了导向板，分别以14和15表示在图2A和2B上。

导向管的10a部分，用一块板16封闭其顶部，该板有一个孔口允许棒束圆头式主体通过，而该主体连接到控制棒束的移动操纵装置12的杆上。

各个导向板14和15都有一个中心孔口19，它是棒束圆头式主体的通道，并有多个径向孔口20和21可允许隔板和吸收棒通过。圆头式主体和固定在棒束圆头式主体上径向安置的隔板构成了棒束的支承，从而保证了保持束状吸收棒。

每个导向板孔口20在其端部都有一个导向管道22，可使固定到相应隔板末端的棒束周边的吸收棒导向。

导向板各个孔口21端部都有导向管道23，可对棒束周围的吸收棒导向，还有一个中间导向管道23′，可对吸收棒棒束的内部棒导向。

各个导向板都有八个径向孔口，如20所示，和八个径向孔口，如21所示。

采用啮合在导向板周边部分上所加工的螺纹孔24中的螺钉25，将导向板14径向固定。采用啮合在板孔29中和导向管上面部分10a的固定板30中的螺钉，将导向板15固定在内部装置中的上板8上。

在导向管10b部分中固定导向板32，它基本上是正方形截面，其周边上有固定凸销33，固定是按规则间隔分布的，固定凸销33都啮合到正方形截面的导向管下面部分10b外壳的孔口35中。在导向板啮合之后能装配在一起的两块半壳构成了这一部分10b。

正方形外形的导向板32具有类似于上面导向板14和15的孔口的径向孔口。在其下面部分中，导向管10b装有连续导向部件36和37，它们分别由在连续导向管正方形截面外壳中所加工成的导向管道和具有两个导向管道38，38′的两个角撑构成，安置在相对于连续导向管外壳的径向方向中。

连续导向装置的外壳上有凸销40，将其啮合在穿过导向管10b下面部分的两块半壳构成的外壁上的孔口41中。

将导向装置的下部分36和37固定在置于内部上方装置中下板9上的下法兰盘43上。

在图3中，用标号45表示了一个按照已有技术的控制棒束。

控制棒束45具有棒束支承件46，它是由径向焊接固定上隔板48的棒束圆头式主体47构成的，而隔板48上固定了控制棒束中的吸收棒50。隔板48装有角撑，在其内部通过焊接或螺钉方式引入并固定吸收棒50的一端。将各个隔板预先设计好以保证支撑一个或两个吸收棒。隔板48安置在圆头式主体47的周围，其角度位置相应于在内部上方装置中导向管的间断导向板径向孔口20和21的角度位置，或者还相应于导向管道36和连续导向角撑37的相应径向位置。

因而整体控制棒束45具有八个隔板，每个可保证固定两个吸收棒，还有每个可保证其端部固定一个吸收棒的八个隔板，且每个吸收棒都插入可保证支承两个吸收棒的隔板。

棒束45有一个轴49，在其周围规则地配置了吸收棒50。将棒束45在一个导向管的内部导向，比如该导向管便是图2所示的导向管10，以便使棒束的轴49根据导向管垂直轴51放置，该轴通过按照导向管10的长度配置的导向板的中心，并构成导向管连续导向段的轴。

为此，在控制棒束轴49周围吸收棒50的配置是与导向板中导向管道的配置和导向管轴51附近连续导向的配置相同。

正如图2D和2E上所看到的那样(图上表示出了导向管连续导向部分的横截面)，连续导向的垂直导向管道36，38，38′的轴处于同轴的圆柱形表面上，它们都以导向管的轴51为轴。

将导向管道的轴，在导向管的轴51周围有规则地按一定角度配置。

因此，控制棒束中吸收棒组件的全部导向管道都有规则地和对称地配置在导向管轴51的周围。

控制棒束45中吸收棒50的配置与导向管10中导向管道的配置是相同的，将吸收棒50的轴52安置在同心轴的圆柱形表面上，它们都以轴49为轴。

在图4中，以横截面形式表示了垂直导向管道38，它安置在导向管10中连续导向角撑37的外端部分中。图4中同样表示了吸收棒50的横截面，其中一部分处于连续导向管道38的内部(在核反应堆运行期间)。当控制棒束按轴向移位时，导向管道38保证吸收棒50的导向。

如上所述，吸收棒50的轴52处在圆柱形表面53上，它以棒束的轴49为轴，其由圆环构成的轨迹表示在图4中。

当反应堆运行时，在堆芯出口的冷却水循环是这样的：将压力加到控制棒束中各个吸收棒上，使其贴靠在连续导向管道的内部。

在图4中用箭头54表示了由反应堆冷却流体施加在置于连续导向管道38内部的吸收棒50部分上的力。力54对吸收棒产生一个轻微挠曲，使其一部分外表面贴于导向管内部之中、导向管道38的一部分表面上。吸收棒50以一定的压力靠在导向管道38的内表面上保持支承，通过核反应堆冷却水循环，在导向管道38内部不再引起振动，从而限制了其运行中的磨损速度。

可是，由于吸收棒与导向管道38内表面部分接触，而实际上是在连续导向的全部长度上，从而在吸收棒和连续导向之间实际没有间隙(它可让冷却水通到导向管内部)。所以，冷却水对于安置在连续导向中的吸收棒部分可能产生很大的压力，以致于在吸收棒和导向管道之间的接触压力可能很大。在控制棒束作垂直于轴的方向中移动时，其吸收棒以较大压力摩擦内部上方装置中导向管的导向元件的内部，结果导致了较大摩擦力。

当反应堆紧急停车时，人们力求把控制棒束重新落入到它们插入反应堆堆芯组件中最大的位置中，在它们的自身重量影响下在最短的时间内完成。在吸收棒和连续导向管道之间的较大的摩擦力促使棒束的制动，因此，为了得到棒束的最大插入，需要延长时间。

在图5中，可看到本发明的控制棒束55，它装有棒束支撑件56，类似于按照已有技术的棒束支撑件46，如图3所示。棒束支撑件56具有圆头式主体57和由焊接固定在圆头式装卸主体径向上的隔板58。吸收棒60通过它们的上端部固定到棒束支撑件56的隔板58上。吸收棒60以构成束状的方式固定，而在该束中吸收棒之间是平行的，并且它们安置成能同时引入到核反应堆上方装置中导向管的导向部件中，如图2所示。

所以，吸收棒60在棒束轴57附近的总布局与按照已有技术表示在图3中的控制棒束45中吸收棒50的总布局相同。

然而，与已有技术棒束45的吸收棒50不同之处是，已有技术吸收棒是截面完全不变的圆柱体形状，而本发明控制棒束55的吸收棒60具有按照它们的长度分布的径向凸出的凸缘63。

在图6中，表示了图5所示的控制棒束中吸收棒60的一部分。

吸收棒60具有一个管套61，它是由带有吸收中子材料薄壁的金属管构成的。用弹头形的封闭塞，封闭了管套61的一端。

按照吸收棒的长度，在一定的分布区域内，通过配置管套61的直径增大的方式形成凸缘63。

凸缘63有一个显然是圆柱形的中间部分63a，其外径明显地大于管套61的标称直径。把构成凸缘63的圆柱体管的外径称为套管61的外标称直径，例如，可通过承受塑性变形的管子的机械扩展制成凸缘63。而套管的标称直径是位于凸缘63之间的套管通常部分的外径。

凸缘63在圆柱体中间部分63a的两侧还有两个截锥形的部分63b和63c，以保证在凸缘中间部分63a和凸缘两侧套管通常部分表面之间的逐渐过渡。在反应堆运行时，凸缘的63b和63c部分使吸收棒很容易穿入充满棒束导向管道的冷却水中。

图6中，以混合线形式绘出了一个圆柱体表面65的两条母线，吸收棒60的套管61就内接于该表面中。表面65以吸收棒60的轴62为轴，以凸缘部分63a的直径为直径。所以，与凸缘63中63a部分相切的圆柱体65的直径大于套管61通常部分的直径，即大于吸收棒标称直径。

按照吸收棒的长度配置吸收棒60管套的凸缘63，以便使两个连续凸缘间的距离小于核反应堆内部上方装置中导向管的连续导向区长度的一半。这样一来，控制棒束中的吸收棒，在棒束局部插入反应堆芯时的各种安排中，随着至少两个凸缘63，与连续导向管道的内表面接触。

例如，在功率为1000兆瓦的压水核反应堆的情况下，连续导向的长度是1米；在此种情况中，控制棒束中吸收棒套管的两个连续凸缘之间的距离小于0.50米，并且按照各个吸收棒的长度可设计7个凸缘。与凸缘63相切的圆柱体65的直径超过吸收棒通常部分的直径0.4毫米左右，而燃料棒的外表面内接于圆柱体中，吸收棒的标称直径稍微小于10毫米。可是，这个直径小于反应堆内部上方装置导向管道的内径。

在图9中，表示出了在核反应堆内部上方装置中导向管连续导向部分的导向管道68的内部吸收棒60的横截面图。导向管道68是一个位于导向壳体内部的导向道，如表示在图2D中的导向管道38′。棒束隔板通过的两个孔口66和66′通到管道68中。

在反应堆中，由于循环冷却水施加的力，该力以径向方向施加在棒60上并作用到棒束内部，这些力都由它们的合力69表示出来了，这种合力使吸收棒60贴近导向管道68的内表面。借助至少两个凸出状凸缘63，吸收棒60与连续导向管道68的内表面相接触，因而支承状凸缘63之间，在吸收棒通常部分的附近，反应堆冷却水能进行循环，吸收棒的标称直径小于与管道68接触的凸缘63的中间部分的直径。

吸收棒与导向管道68的接触区67和67′面积缩小了，因为该处套管区63a的高度低。(例如是2毫米左右)。由冷却水所施加的径向力也减少了。从而在控制棒束中的吸收棒与连续导向管道之间的摩擦力较小。所以，在紧急停车时，控制棒束能在很短的时间内，重新落入到反应堆堆芯内的最大插入位置。

尽管如此，控制棒束中的吸收棒还是能完全保持停留在运行的反应堆中，这是由于凸缘支承在连续导向的内表面上了。这样就避免了吸收棒的振动和磨损。

在图7、7A、8A和8B上，表示出了按照本发明的一种控制棒束75的第2种实施方式。棒束支撑件与表示在图5的控制棒束55的支撑件56是相同的，在此不再重新描述。棒束75的吸收棒70的总的安排也与控制棒束55的吸收棒60的总的安排相同。不过这种安排将参照图7和7A在后面再加以明确，其范围是第2种实施方式的控制棒束的吸收棒根据其在棒束中的位置都有一个确定的定向。

吸收棒70的轴72都位于以控制棒束75的轴79为轴的同轴圆柱形表面上。图7A表示出同轴圆柱表面上吸收棒70的位置安排。棒束75的吸收棒70，与已有技术完全笔直的控制棒束的吸收棒不同，具有如图7所示的棒束75的仅仅某些吸收棒70上可见的波动状73，其原因将在后面指出。

为了更容易表示和有形地描述波动，在图7上非常夸大了波动的幅度。

在图8A上，表示了本发明控制棒束吸收棒70的一段，是按照第一个方向的侧面正视图，而在图8B中，是同一个段，按照B方向的侧面正视图，B方向垂直于图8A的侧面正视图所依据的方向。

正如在比较图8A和8B所看到的那样，吸收棒70的波动73是平面波动，即平行于图8A的平面。在图8A上划定吸收棒外形线的吸收棒70的两条母线74和74′差不多是正弦曲线的形状。相反，由图8B所见的划定吸收棒70外形线的母线74a和74a′完全是直线。吸收棒70的波动平行于图8A平面，而垂直于图8B的平面。

吸收棒70的轴72不完全是直线，而是与构成母线74和74′的正弦曲线相同的一种正弦曲线形状。如图8B所示，吸收棒70的轴72相反地处于平行于图8A的平面的平面内，即平行于波动的平面内。在图8A的平面上平行于包含轴72的波动平面轨迹72′随后将被看作为吸收棒70的中间直线轴。

波动具有图8A上所表示的波距P，其长度小于核反应堆导向管连续导向区的长度，而其幅度a稍微小于吸收棒70和连续导向管道38圆柱形内表面之间的径隙。

在电功率是1000兆瓦的核反应堆控制棒束的应用实例中，使用了装有吸收棒的控制棒束，在吸收棒的全长上其波动的波距P约为600毫米，而其按母线测量的幅度a是0.4毫米量级。

棒束75的各个吸收棒70都内接于圆柱体76的内表面，而该圆柱体的两个母线表示在图8A上了，它以吸收棒的轴72′为轴，并以增大波动幅度a的吸收棒套管半径为半径。

在图7A上，表示了吸收棒的棒束横截面图，它表示了控制棒束的24个吸收棒所具有的轴，这些轴都置于五个同轴圆柱形的表面上，它们的环形描迹线表示在图7A的平面上。

在棒束的中心、最小半径的圆柱形表面上安置了四个吸收棒的轴。紧挨着更大一些半径的圆柱形表面上，在相对于最小半径的圆柱形表面上所安置的吸收棒的轴的位置岔开45°的位置中，同等地也安置了四个吸收棒的轴。

在第三个圆柱形表面上安置了四个吸收棒的轴，与位于第一个圆柱形表面的四个吸收棒的轴排成直线。

在最大半径的圆柱体外表面上安置了四个吸收棒的轴，与位于第二个圆柱形表面上的轴排成直线。

在第四个圆柱形表面上，在第一个和第三个圆柱形表面吸收棒的轴，及在第二个和第五个圆柱形表面吸收棒的轴之间紧挨着的中间位置中，安置了八个吸收棒的轴。

对于各个吸收棒70，吸收棒的波动与安置吸收棒轴的圆柱形表面相切的平面相平行。在图7A上，表示了与分布在棒束截面中的四个吸收棒(70a，70b，70c，70d和70e)圆柱形表面相切的平面。为了使表示简化起见，在图7上按正视直观图只表示了五个吸收棒70a，70b，70c，70d和70e。

在图7上，波动平行于垂直图7平面的面的吸收棒70a，70b和70e，全部表示成直线。

其波动平行于平行图7面的平面的吸收棒70c，表明了吸收棒的波动73具有最大的幅度。

其波动平面与图7平面形成45°角的吸收棒70d，表示具有波动73，其幅度看上去小于吸收棒70c的振荡幅度。

对于棒束吸收棒70的组件，吸收棒的波动平行于与圆柱形表面相切的平面，在该圆柱形表面上，沿着由吸收棒中间直线轴构成的这个圆柱形表面的母线安置了吸收棒的轴。

在图10上，表示出反应堆内部上方装置中一个导向管的连续导向部分的一个导向管道78。

导向管道78是与导向管道38相同的一个导向管道，而表示在图2D上的导向管道38都安置在连续导向部分的角撑外端部分中。

导向管道78安排在角撑77的端部中，它有一个指向导向管内部的径向孔口80。

在核反应堆运行期间，图10还可见到吸收棒70的外形的一部分处于导向管道78的内部。

如上所述，对于表示在图4上的吸收棒50，核反应堆冷却水在内部上方装置的循环是这样的：使一个力81施加在吸收棒70上，以便将吸收棒70按孔口80方向推向导向管内部。将直径稍微小于导向管道78内径的吸收棒70，通过由冷却水施加的力，推向导向管道78的内表面，以便在孔口80的入口支靠在该内表面上。在核反应堆运行期间，这就限制了吸收棒70的振动，而吸收棒70保持支靠在导向管道78的内表面部分。

吸收棒70的中间直线轴72′位于以控制棒束75的轴79为轴的圆柱形表面上，其在图10所在平面上的轨迹是由圆环83构成的。

按照本发明，吸收棒70具有的波动平行于与轨迹83的圆柱形表面相切的一个平面，其在图10平面上的轨迹由直线84构成。

平行于轨迹84平面的吸收棒70的波动，振幅小于在吸收棒和管道78内表面之间的径隙，即，管道78的半径和吸收棒70的半径之间的差，而其波距小于内部上方装置中导向管连续导向长度，即小于导向管道78的长度。

因此，如图10所示，当由于冷却流体所施加的力81，将吸收棒70推向导向管道78的内表面时，它与孔口80的一侧的内表面在小尺寸区85a中发生接触。所以，在吸收棒70和导向管道78内表面之间存在着一个通路86a，在吸收棒70旁与孔口相通。由于吸收棒70的波动73存在，其波距小于管道78的长度，所以吸收棒70与导向管道78的内表面相接触，是在孔口80的进口附近，沿着间隔相应于波动73的半波距长度的几个小尺寸区。

在图10上，表示了在相应于图10平面的沿着导向管道78的长度的第1区中的吸收棒70的细实线外形87a，和相对第1区而言沿着吸收棒的长度岔开波动73的半个波距的区中的吸收棒70的用虚线表示的外形87b。

在第2区中，靠近孔口80的入口，在位于与图10平面中第1接触区85a的孔口80相对一侧的内表面的一个小尺寸区85b中，吸收棒70与导向管道78的内表面接触。

在相对于截面87a移开半波距的截面87b的地方，一个与孔口80连通的间隙86b位于吸收棒外表面与导向管道78的表面之间，使得核反应堆冷却水可绕过吸收棒，以便通过孔口80流向导向管内部。

而且，沿着吸收棒70的一段(在截面87a和87b之间)，由于具有波动的吸收棒没有沿着该吸收棒段与导向管道78表面接触，所以冷却水也能环绕吸收棒70流过而进入孔口80。

由此得出，减小了施加在吸收棒上的力，同样，吸收棒70和导向管道78之间的总的接触面积减少了。

所以，当吸收棒70移动到导向管道78的内部时，吸收棒70和导向管道78之间的摩擦力显著地减少。

但是，由于吸收棒70在许多点上保持和导向管道78的内表面接触，所以在冷却流体循环的影响下吸收棒70的振动大大地受到了限制或消除。

在紧急停车的情况中，控制棒束重新落到堆芯中可插入的最大位置时，吸收棒对于连续导向管道的导向表面产生很小的摩擦力。由于棒束滑动条件的改善，所以棒束重新落入核反应堆芯中最大插入位置的时间减小了，这就可以满足特殊安全规范所要求的条件。

其实，作为全部的棒束吸收棒来说，吸收棒与连续导向管道的接触只限于几个孔口附近两侧的小截面区，而该孔口使导向管道与内部上方装置中的导向管的内部连通。由于吸收棒的波动平行于与圆柱形表面相切的平面，而吸收棒的轴沿着该圆柱形表面布置，从而得到了上述结果。当然，对于固定于棒束隔板端部的全部吸收棒来说，也很好地得到了同样的结果，如表示在图10上的吸收棒70，这些吸收棒本身的移动是在导向管道的内部进行的，导向管道接近导向管的外部，对于接近棒束内部并在位于一个角撑77孔口80的内部延长部分中的导向管道内部移动的吸收棒，结果是相同的。

因而，对于按照第1种或第2种实施方式而实施的一个棒束的全部吸收棒来说，能够同时限制或消除吸收棒的振动，并得到在一个导向管的连续导向管道内吸收棒的满意地滑动条件。

最好，如在法国专利公开说明书FR-A-2,604,188中描述的那样，吸收棒的外套通常是由铬-镍不锈钢构成的，它有一层氮化的外层，厚度是15到40微米。这层氮化层可限制吸收棒的磨损，并且减少了在吸收棒和导向元件表面之间的摩擦力，该外层是通过在存在氮时的减压下由离子氮化作用而得到的。在吸收棒全长上，该氮化层可以是连续的，或者只有在某些易磨损区有该氯化层。在装有凸缘的吸收棒情况下，最好在具有凸缘的套管区进行氮化。

本发明不限于以上描述的实施方式。

因此，凸缘和波动能具有以上描述的不同几何特征。在套管外表面上径向凸出的凸缘能具有各种与棒束的使用兼容的形状和尺度。为了制造凸缘，通过如套管的机械的或液压的扩展等各种方法能够实现吸收棒套管的成形。通过附加并固定在套管外表面上的环，也能构成凸缘，或通过吸收棒套管的机械加工，也能制成凸缘。波动能具有不同于正弦曲线的形状。它们的波距和幅度可以不同于作为例子所给出的那样。可是，在所有的情况下，凸缘的径向幅度或者波动的径向幅度，一定小于吸收棒和导向管道之间的径隙，并且凸缘之间的距离，或波动的波距一定小于导向管道的长度。最好，凸缘之间的距离或波动的波距一定小于导向管的连续导向管道的半长度。

例如，在电功率为1000兆瓦的核反应堆情况下，内部上方装置中导向管的连续导向管道具有1米左右的长度，控制棒束的吸收棒具有9.7毫米左右的外径，而内部上方装置中的导向管的导向管道具有11.2毫米左右的内径。

在这种情况下，作为吸收棒上的凸缘或吸收棒上的波动的设计，其轴距或波矩在400毫米左右，而其幅度在0.4毫米左右。

吸收棒的凸缘和波动可以设计在吸收棒全部或部分长度上。

不管在核反应堆中所用燃料组件型式所必需的棒束吸收棒的安排如何，本发明能适用于核反应堆的各种控制棒束的情况。

概括的说，本发明能应用于各种水冷核反应堆。

Claims (16)

1.一种用于核反应堆的控制棒束，它具有一个棒束支承件(56)和多个吸收棒(60，70)，各个吸收棒都有一个装有吸收中子材料的伸长管套(61)，吸收棒的一端固定在支承件(56)上，以便构成吸收棒的纵轴(62，72)彼此全部基本平行的一束，并配置在棒束(55，75)的中心轴(59，79)的周围，按照一种重现核反应堆上方内部装置中导向管(10)的连续导向管道(68，78)的安排的对称布置，其特征在于：棒束(55、75)的各个吸收棒(60，70)内切于与吸收棒(60，70)轴(59，79)同轴的圆柱体表面(65，76)，而且该圆柱体直径大于吸收棒(60，70)套(61)的标称外直径。

2.按照权利要求1所述的控制棒束，其特征在于：各个吸收棒沿着其长度，至少具有两个相对吸收棒套(61)的圆柱体外表面径向凸出的环形凸缘(63)。

3.按照权利要求2所述的控制棒束，其特征在于：各个吸收棒(60)的每个凸缘(63)有一个圆柱形的中间部分(63a)，其直径大于吸收棒(60)的套管(61)的标称外直径，还有两个把凸缘(63)的中间部分(63a)连接到吸收棒(60)套管(61)的圆柱体外表面的截锥形部分(63b，63c)。

4.按照权利要求2所述的控制棒束，其特征在于：控制棒束(55)中的吸收棒(60)的凸缘(63)沿着吸收棒(60)的长度有间隔地配置，而凸缘之间的距离小于核反应堆内部上方装置中的连续导向管道(68)长度的一半。

5.按照权利要求4所述的控制棒束，其特征在于：吸收棒(60)的凸缘(63)间隔距离小于0.50米。

6.按照权利要求2所述的控制棒束，其特征在于：凸缘(63)相对吸收棒(60)套管(61)的圆柱体表面径向凸出，其高出的距离小于圆柱体形状的连续导向管道(68)的半径与吸收棒(60)套管(61)的标称半径之间的差，它形成了吸收棒(60)与连续导向管道(68)之间的径隙。

7.按照权利要求6所述的控制棒束，其特征在于：吸收棒(60)的凸缘(63)相对吸收棒(60)的套管(61)外圆柱体表面径向凸出的距离等于0.4毫米左右。

8.按照权利要求1所述的控制棒束，其中吸收棒(70)安置在有规则分布的角度位置上、配置在棒束(75)的轴(79)周围，至少处在一个圆柱体上，该圆柱体以控制棒束(75)的轴(79)为轴，其特征在于：各个吸收棒(70)沿着其至少一部分长度，存在着一些平行于与圆柱体表面相切的平面的波动(73)，吸收棒(70)的轴(72)沿着由吸收棒(70)的轴(72)构成的圆柱体母线排列在该平面上。

9.按照权利要求8所述的控制棒束，其特征在于：控制棒束(75)中的吸收棒(70)的波动(73)有一个波距，该波距小于核反应堆内部上方装置中导向管(40)的连续导向管道(78)长度的一半。

10.按照权利要求9所述的控制棒束，其特征在于：吸收棒(70)的波动(73)有一个长度400毫米左右的波距。

11.按照权利要求8到10中任一项所述的控制棒束，其特征在于：吸收棒(60)的波动(73)有一个幅度，该幅度小于圆柱形的连续导向管道(78)的半径与吸收棒(70)半径之间的差，该差构成了棒(70)与连续导向管道(78)之间的径隙。

12.按照权利要求11所述的控制捧束，其特征在于：吸收棒(60)的波动(73)有一个0.4毫米左右的幅度。

13.按照权利要求2到7中任一项所述的控制棒束，其特征在于：通过吸收棒(60)套管(61)的一个环形区的径向扩展形成了吸收棒(60)的凸缘(63)。

14.按照权利要求2到7中任一项所述的控制棒束，其特征在于：吸收棒(60)的凸缘(63)是外加的环形件，并且固定在吸收棒(60)的套管(61)的外表面上。

15.按照权利要求1所述的控制棒束，其特征在于：吸收棒(60，70)的套管(61)有一层氮化外层。

16.按照权利要求2所述的控制棒束，其特征在于：吸收棒(60)的套管(61)在凸缘(63)处有一层氮化外层。

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