CN1293570C - 调节核反应堆堆心反应性的集束、集束吸收棒及保护吸收棒防止磨损的方法 - Google Patents

调节核反应堆堆心反应性的集束、集束吸收棒及保护吸收棒防止磨损的方法 Download PDF

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Abstract

本发明涉及一种调节集束，它包括一支承体即星形架(3)，吸收棒(2)装在星形架上。棒是由铪管构成的，铪管在下部焊接于铪或锆合金塞，在上部焊接于钛合金塞(6)。星形架(3)同样可由钛合金制成。棒的底端塞的外表面通过氧化被保护防止磨损。顶端塞(6)的外表面也可同样地受到保护。

Description

调节核反应堆堆心反应性的集束、 集束吸收棒及保护吸收棒防止磨损的方法
技术领域
本发明涉及调节加压轻水冷核反应堆堆心的反应性的集束及在这种调节集束中的吸收棒。
背景技术
核反应堆如加压水反应堆包括堆心，堆心由在反应堆容器中彼此相邻设置的燃料组件构成。燃料组件包括保持在称为骨架组件的支承结构中的燃料棒束，骨架组件包括组件的框架。该骨架组件具体来说包括在燃料组件轴向上设置的导向管，连接着顶端和底端且支承燃料棒的隔栅。这些导向管的目的是保证框架具有满意的刚性，使得用于控制核反应堆堆心反应性的中心吸收棒组件可被插入。
吸收棒在其顶端被一个称为“星形架(spider)”的支承件连接在一起，以便形成称为控制束的束。这种吸收棒组可在燃料组件的导向管内移动。
为了在反应堆工作时调控核反应堆堆心的反应性，控制束在堆心的特定组件内的垂向位置被调节，使得它们被插入，然后使控制束向下移动，或者，使得它们被抽出，然后使控制束向上移动，这样使吸收棒的可变长度插入堆心组件。在核反应堆工作时为了控制堆心的反应性及反应堆堆心内的功率分布，在核反应堆堆心的不同部分中一般使用不同类型的控制束。具体来说，使用的是高吸收束，黑束(blackclusters)，以及低吸收束，灰束(grey clusters)。
吸收棒一般包括一根管，管上端被称为顶端塞的第一端塞封闭，管下端被称为底端塞的第二端塞封闭。吸收棒通过其顶端塞固定在保持星形架上。
一般来说，在黑束的情形中，棒组件包括具有高的中子吸收能力的棒。这些吸收棒可以包括封装有吸收材料如碳化硼B4C颗粒的涂层管；不封装吸收颗粒的中子吸收材料的管；或者封装有碳化硼B4C颗粒的吸收材料的管。具体来说，有人曾提出铪管应用作控制束中棒的吸收材料管。因此，调节核反应堆反应性的集束可以完全或部分地由包括铪管的吸收棒构成，所述铪管可包括吸收材料如B4C颗料。在某些情形中，有人曾建议只有吸收棒的一部分如底部部分应用铪制成。
灰束包括吸收棒和惰性棒，惰性棒由不吸收的或具有小吸收性的材料的简单的管构成，这种管在端部由端塞封闭。吸收棒可包括吸收材料如铪的管。
铪所具有的超过其它吸收材料的优点在于，它具有与主回路流体(primary fluid)极好的兼容性，显示在辐射下很小的膨胀，并具有在加压水核反应堆的工作温度下良好的蠕变阻力。因此，它可以使用而无需保护层。
但是，铪只能焊接于同族(钛、锆、铪)的合金或与铪形成连续固态溶液的合金。
如果铪用作顶端塞，则控制束的机械强度不佳，这是由于铪对于工作时控制束经受的应力不具有良好的机械性质。另外，在吸收棒的顶部中使用铪塞并不真正合理，其原因在于中子吸收性，假定了由于顶端塞保持在堆心顶部上方，因而只暴露于很低的中子通量。最后，使用铪的顶端塞使控制束的质量增加，这可能构成很强的工作限制。顶端塞使用锆合金可适应质量要求而不使吸收性有任意变劣。但是，锆合金的机械强度也是不足的。相反，钛合金的性质与所要求的性能是完全一致的。
就底端塞而言，由于铪这种材料的性质适合施加在该零件上的机械应力，因而并不会出于机械强度的原因而排除铪的使用。在具有高的中子通量的该区域中，具有中子吸收能力是有益的。最后，由于底端塞体积小，因而所导致的质量增加不大，与对于控制束的质量要求相适应。因此，底端塞可由铪，或锆合金制成，同时保持与功能上的要求一致。
发明内容
因此，本发明的目的是提供一种用于调节加压水核反应堆的集束，包括一束中子吸收棒，每个吸收棒包括一个称为包层的金属管，在管的上端由一顶端塞密封，在管的下端由一底端塞密封；以及一辐射状的支承件即星形架，吸收棒通过顶端塞装在所述星形架上，其特征在于对至少一些吸收棒来说：包层是无焊接的铪管，顶端塞是钛基合金的，并分别焊接在相应吸收棒的铪包层的顶端部分上，底端塞是厚重的铪的，并分别焊接在相应吸收棒的铪包层的底端上。
优选的方案是：
-具有铪包层的吸收棒的顶端塞由TA6V或TA3V2.5钛合金制成，
-所述棒的防止磨损保护是通过在焊接在底端塞上的包层上进行的运行速率为50-250mm/min的、在氧化气氛中的1300℃至1700℃的温度下的氧化提供的。
-钛合金制成的顶端塞的防磨损保护是借助静态炉处理取得的，静态炉处理是在保证合金的性质得以保持的条件下在氧化气氛中进行的，
-对于顶端塞和底端塞中的至少一个的焊缝是使用下述方法之一制成的：摩擦焊接、电阻焊接、钨极惰性气体保护电弧焊接，以及
-制造包层和底端塞所使用的铪含有多于300ppm的氧。
本发明也涉及用于调节加压水核反应堆的集束的吸收棒，其特征在于：它包括一铪包层、一焊接在铪包层上端上的钛基合金的顶端塞和一焊接在铪包层的下端上的厚重铪底端塞。
最后，本发明也涉及用于调节加压水核反应堆的集束，包括一束吸收棒和一个称为星形架的辐射状支承件，吸收棒通过其顶端塞固定在星形架上，其特征在于：所述星形架是钛基合金制成的。
集束中的至少一些吸收棒最好包括铪管和焊接在铪管顶端上的钛合金顶端塞。
铪管或中空棒是按照公知的方法制备的，在一针状件上拉拔穿孔坯件，然后在一可变形的心轴上热拉，在最后的操作中通过冷拉至断裂除去心轴。这种热成形方法的优点在于，可以使用比冷成形操作带有高出很多的氧含量的金属。一般认为含有高于300ppm的氧的铪就不能冷轧了。这种方法可以使用在传统制备方法中通过电子轰击的首次熔化后所得到的含有多于300ppm，甚至多于700ppm的坯件。这种氧浓度可提高金属的机械性质，这可显著降低对表面及制造缺陷(斑点、未对准等)的敏感度。
锆或铪端塞是通过机加工适当直径的实心棒制成的。这种结构可满足中子、机械及重量要求。
但是，集束的纵向和轨道运动容易引起集束导向器(连续导向器和导向卡片)和燃料组件(在末端上的磨损)的磨损。实际上大家知道这些材料(钛、锆和铪)不能很好地承受磨损。保护这些材料以防磨损的一种公知的方法是，在氧化气氛中进行高温氧化处理。这种处理产生防止磨损的氧扩散层和一氧化物层，氧化物层的形成是很难防止的，这是由于在氧化气氛中很低的氧化物平衡压力的缘故。保证耐磨性所需要的氧扩散深度为大约20微米。因此，该项操作的最小目标深度为35至50微米。
氧化3.5至4.6m的棒的炉式方法的实施需要足够尺寸的炉，能够在800-1000℃的氧化气氛中工作。因此，本发明也涉及使用在较高的温度下在运行装置中进行的氧化处理，这可保证氧扩散至足以提供耐磨性的深度；保持恒定的温度-使被氧化的棒均匀一致的一种措施-而不致引起平直度或机械不均匀性。在由氩气和氧气构成的氧化气氛中感应加热1300-1700℃以50-250mm/min的运行速率可得到50μm以上的氧扩散。加热至更高的温度易引起金属(1725-1775℃)或氧化物(～1700℃)中的相变。运行氧化是在已焊接在其底端塞上的吸收棒上进行的。
另外，焊接管的底端塞经处理以保证在葱形底端塞区域内防磨损保持的连续性。但是，(带有焊接顶端塞的)完工的棒的加工是不理想的。实际上，在一些棒中，填密件、B4C颗粒柱和支承装置的存在会干扰加热、限制填密件和支承装置的选择(在处理温度易于发生熔化共晶体的材料时必须被排除)。此外，在铪-钛结合部加热条件的改变不冒着钛过度加热的危险就难于控制，加热钛会损害机械性质的保持。
在运行装置中的处理也可以避免将焊接于顶端塞上的部分的氧化，从而避免污染焊缝。
棒的顶端塞是通过在可保证取得合金性质的条件下在氧化气氛中在静态炉中的处理而防止磨损的。在静态炉中的处理一般是在550℃和850℃之间的温度进行2至12小时的时间。例如，处理可在730℃进行4小时。
最后，本发明也涉及一种控制束，其星形架是由钛基合金制成的。这种布置有利于这些合金有更好的机械性质和更小的密度。因此，集束的设计变得更加容易，这是由于星形架的部分质量可分派给吸收棒。
在集束中支承吸收棒的星形架可被构制成具有与按照现有技术的控制束的吸收棒的支承星形架相同的形状和尺寸。但是，在某些情形中，取决于钛合金顶端塞的形状和尺寸，星形架的安装吸收棒的部分的形状和尺寸可以被改变。
作为吸收棒的钢支承星形架的替代，可以使用钛基合金制成的星形架，以便能够从比钢更高级的机械性质得到好处。由于这些改善的机械性质，可以提高星形架的可靠性和使用寿命。当星形架是由具有超级机械性质的钛基合金制成时能够稍许减小支承控制束的星形架的横向尺寸。因而当控制束降入核反应堆堆心内时可以降低头部损失，也可缩短下降时间。
星形架可以通过从冶金完善性得到检验的钛合金件切出而制成。因此可以减少缺陷的风险，并减少星形架构件间焊接或钎焊接合部的数目。这种切出可以通过机械、化学或电加工的方式或通过射水切割的方式进行。
上述钛合金在核反应堆容器中不并不会受到腐蚀的影响。因此，较少的可放射的产物被送至一级回路中。
最后，用钛基合金制造星形架的材料的冶金完善性和简单性可以降低制造成本及操作异常，并提高制造控制束的生产率。
钛基合金的星形架可以用于任何控制束，无论其是否包括带有铪管的棒。
对于按照本发明的控制束的机械强度，已经在复制运行中的核反应堆的条件下进行了测试。
对于吸收棒的不同部分也已经进行了磨损测试，以便使采用氧化的防止磨损处理有效。
所进行的测试被设计成检验吸收棒端塞特别是顶端塞、吸收棒的铪管及使顶端塞连接于控制束星形架的部分的耐磨性。耐用测试被进行并显示出按照本发明的控制束可以在核反应堆中运行而不致在按照现有技术的核反应堆的预期使用寿命中发生过早的破坏。
附图说明
为了理解本发明，现在对照以下附图描述按照本发明的控制束和吸收棒。
图1是插入燃料组件中的加压水核反应堆的控制束的立体图。
图2是按照本发明的控制棒的轴截面的视图。
图3是装在星形架的臂上的吸收棒的局部剖面视图。
具体实施方式
在图1中，加压水核反应堆的控制束总体上由附图标记1表示。
控制束1包括一束吸收棒2和一个以集束的形式支承和保持棒2的星形架3，在所述集束中棒是彼此平行的，并按照与燃料组件导向管相同的布置横向定位。
星形架3包括一个圆筒形毂部3a，使控制束可连接于吸收棒，以便使吸收棒可在堆心内沿垂向移动，并包括臂3b，这些臂与毂部3a是整体的，吸收棒2借助其顶端塞装在每个臂上。
在控制束1中的至少一些棒2包括一个由铪管构成的管状体。
在控制束1是黑束的情形中，在控制束中的所有的吸收棒2的管可以由铪制成。
在灰束的情形中，只有一些棒2包括铪管，其它棒的管是钢的或任何其它满足核反应堆内工作要求的非吸收性材料。
图2表示例如可用在以1300MWe的功率工作的加压水冷核反应堆内的黑束中的按照本发明的吸收棒。
图2所示的棒2包括一铪管4，该铪管包封着一堆高吸收性的碳化硼B4C颗粒5，在管上端由一钛合金塞6密封，而在管下端由葱状铪或锆合金密封。在焊接于底端塞的管上已进行了氧扩散11，从而提供了防止磨损保护。顶端塞可以由也可以不由氧扩散12保护。
所使用的铪可含有多于300ppm的氧。
碳化硼B4C颗粒柱借助弹簧或任何其它固定装置8保持，颗粒柱的底端通过一支柱7a支承在底端塞7上。铪管2的底端塞7通过焊缝7b与铪管4的底端连为整体，焊接例如是使用激光束、电子束、钨极惰性气体保护电弧(TIG)、摩擦或电阻焊接法进行的。所得到的焊缝十分完善、十分坚固。
按照本发明，棒2的顶端塞6是钛或钛合金如Ti-6Al-4V(TA6V)合金或TA3V2.5合金制成的，它是刚性且防漏地通过焊缝9固定在管4的顶端。测试已经表明，钛合金塞6和铪管之间的焊接例如可采用激光束、电子束、TIG、摩擦或电阻焊接方法进行。所得到的焊缝十分完善、十分牢固。在TIG或摩擦焊的情形中，铪/钛或铪/锆合金试件的断裂区域处于焊接区域之外。断裂是在相应于固体材料的极限强度的负载下发生的。
如图3所示，将吸收棒2固定在控制束的星形架3的臂3b上的钛合金顶端塞6的形状和尺寸可与按照现有技术的吸收棒的顶端塞的形状和尺寸相同。具有用于将吸收棒固定在星形架3的臂3b上的螺纹的顶端塞6可旋入星形架的臂或旋转在横向位置上，并借助顶部螺母10固定，该螺母在集束正在被抬升时也用于引导集束。
如图3所示，吸收棒的顶端塞6具有一个小横截面部分3c，以便使棒具有所需要的挠性。
另外，已经确定，钛合金塞6和铪管4的顶端之间的焊缝9(图2)可承受核反应堆环境内的机械、热和化学应力而在顶端塞6的连接焊缝9处未观察到增加的腐蚀现象。
另外，当控制束在核反应堆堆心中使用时，塞6处于堆心顶面上方，在一个不承受在核反应堆堆心内得到的强中子通量的区域中。因此，钛合金顶端塞不承受引起辐射下膨胀或机械性质损失的状态。因此，具有高级机械性质的顶端塞可在核反应堆堆心内长期使用中保持其特性。
另外，按照本发明的控制束中的铪吸收棒的由具有高级机械性质的钛合金制成的顶端塞可以被构制成具有适用于控制束的可能的最大长度。因此，铪管的长度可以被缩短，从而可以降低成本并调节吸收棒的质量。
本发明适用于轻水冷核反应堆的包括具有铪管的吸收棒的任何控制束。

Claims (12)

1.用于调节加压水核反应堆的集束，包括一束中子吸收棒(2)，每个吸收棒包括一个称为包层的金属管(4)，在管的上端由一顶端塞(6)密封，在管的下端由一底端塞(7)密封；以及一辐射状的支承件(3)即星形架，吸收棒(2)通过顶端塞(6)装在所述星形架上，其特征在于对至少一些吸收棒来说：
包层(4)是无焊接的铪管，
顶端塞(6)是钛基合金的，并分别焊接在相应吸收棒(2)的铪包层(4)的顶端部分上，
底端塞(7)是厚重的铪的，并分别焊接在相应吸收棒(2)的铪包层(4)的底端上。
2.如权利要求1所述的用于调节的集束，其特征在于：具有铪管(4)的吸收棒(2)的顶端塞(6)是TA6V或TA3V2.5钛合金的。
3.如权利要求1所述的用于调节的集束，其特征在于：所述棒的防止磨损保护是通过在焊接在底端塞(7)上的包层(4)上进行的运行速率为50-250mm/min的、在氧化气氛中的1300℃至1700℃的温度下的氧化提供的。
4.如权利要求1所述的用于调节的集束，其特征在于：防止钛合金制成的顶端塞(6)磨损的保护是通过在保证维持钛合金性质的条件下、在氧化气氛中在静态炉中的处理取得的。
5.如权利要求4所述的用于调节的集束，其特征在于：在静态炉中的处理在550℃和850℃之间的温度进行2和12小时之间的一个时间。
6.如权利要求1所述的用于调节的集束，其特征在于：顶端塞(6)和底端塞(7)中的至少一个是采用下述方法中的至少一种焊接的：摩擦焊接、电阻焊接和钨极惰性气体保护电弧焊接。
7.如权利要求1所述的用于调节的集束，其特征在于：用于制造包层(4)和底端塞(7)的铪含有多于300ppm的氧。
8.用于调节加压水核反应堆的集束的吸收棒，其特征在于：它包括一铪包层(4)、一焊接在铪包层(4)上端上的钛基合金的顶端塞(6)和一焊接在铪包层(4)的下端上的厚重铪底端塞(7)。
9.用于调节加压水核反应堆的集束，包括一束吸收棒(2)和一个称为星形架(3)的辐射状支承件，吸收棒(2)通过其顶端塞(6)固定在星形架上，其特征在于：所述星形架(3)是钛基合金制成的。
10.如权利要求9所述的用于调节的集束，其特征在于：在集束(1)中的至少一些吸收棒(2)包括一铪管(4)和一焊接在铪管(4)顶端上的钛合金顶端塞(6)。
11.用于保护如权利要求8所述的吸收棒防止磨损的方法，其特征在于：吸收棒(2)的包层(4)在氧化气氛中在高温下氧化。
12.如权利要求11所述的方法，其特征在于：焊接在底端塞(7)上的包层(4)的氧化是以50至250mm/min的运行速率在1300℃至1700℃的温度下在运行装置中进行的。
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