CN85105559A

CN85105559A - 一种减少端部反应性当量的核反应堆控制棒

Info

Publication number: CN85105559A
Application number: CN198585105559A
Authority: CN
Inventors: 普拉泰普·基拉昌德·多谢; 约翰·弗郎西斯·威尔森
Original assignee: Westinghouse Electric Corp
Current assignee: CBS Corp
Priority date: 1985-07-20
Filing date: 1985-07-20
Publication date: 1987-01-28

Abstract

一种减少端部反应性当量的控制棒供核反应堆采用。它包括一个细长的管状包壳，两端是封闭住的，其中下端部分由中子吸收材料(例如B₄C)芯块和惰性材料(例如ZrO₂)芯块相间配置，以逐渐地降低当控制棒运动从燃料组件拨出和插入时在控制棒下端部处造成的中子通量变化率，因而减轻了芯块与包壳的相互作用，降低了控制棒失效的可能性。

Description

总的说来，本发明与核反应堆有关，更具体地说是旨在提出一种改进型的控制棒，联同核燃料组件一起供在压水反应堆内使用。

在大多数核反应堆内，堆芯部分是由许多细长的燃料元件或燃料棒组成的。它们分成许多组，并用支架加以支撑，整个称为燃料组件。通常，燃料组件是细长的，两端由堆芯上下横向支撑板支撑和对中定位。通常设计的这些燃料组件包括有许多燃料棒和空心管或导向套管，它们借助沿燃料组件长度方向配置的栅格板形成规则的列阵。这些栅格板与导向套管连接在一起。两端处的顶部管嘴和底部管嘴又固定在导向套管上，从而形成一个完整的燃料组件。通常在大多数反应堆内，液态冷却剂（如水）是从堆芯下支撑板处的孔板口向上流经各燃料组件，从中吸收热能。

控制堆芯反应堆的一种方法是采用中子吸收元件或棒，通常称为“控制棒”。在由Donald J.Hill申请获准的美国专利4，326，919号中，可以见到配置在燃料组件内控制棒的一种常规布置。其中，控制棒排成固定的列阵，在其上端用星形装置支撑，然后星形装置再与控制棒驱动机构相连，从而控制棒能垂直地在燃料组件的中空导向套管中提升和下降（认为是一种步进动作）。按这种装配采用的典型控制棒结构是形成一种细长的金属管或包壳，在管内放上中子吸收材料，两头用端部塞块将吸收材料密封在管内。一般说来，中子吸收材料是由紧密叠放的一摞陶瓷或金属芯块构成，这些芯块仅是部分地充满管内，在芯块顶部和上端塞块之间留有空间或轴向间隙，形成一腔室，容纳控制棒运行期间产生出来的气体。在该腔室内配置一个盘簧，并使其在上端塞块和顶部芯块之间处于受压状态，以便在控制棒步进运动期间保持该摞芯块能紧密地排列在一起。

导向套管的内径通常选为燃料组件栅格允许的最大值，以便能在其中插入最大可能直径的控制棒。希望最大限制地增大控制棒内吸收剂芯块的直径，这是因为控制棒的吸收效率非常强烈地依赖于芯块的表面积，特别是在热中子反应堆内。鉴于这种原因和为了增强热交换，通常在吸收剂芯块和控制棒包壳（包盖层）之间以及控制棒和其导向管之间留有狭小的间隙。

通常，控制棒正常运行是由驱动机构的几步小增量动作组成，例如每步0.6英吋。当控制棒运动时，在邻近控制棒端处芯块内功率有一阶跃增加（中子通量突然变化）。芯块功率的这种增加会造成芯块向包壳热膨胀，引起包壳内有一相当高的拉应变率。这样，加上对芯块内侧的化学侵蚀，会使芯块与包壳发生相互作用（PCI）。PCI可能损害或破坏包壳的功率，甚至使控制棒破裂，这一切会造成控制棒过早的失效，因而缩短了使用寿命。

在由Anthony等人申请获准的美国专利4，172，762号中，已认识到中子通量密度引起的控制棒早期失效。Anthony等人解决该问题的办法是设计了一种控制棒，其下端芯块的半径小于其它芯块的半径，而且芯块包上一层线性可压缩性的衬套，足以承受端部芯块因辐照引起的径向膨胀，而不造成包壳有过量的应变。为了达到他们的目标，他们建议衬套用海绵状347号不锈钢材料做成。密度为理论密度的22.59。为了做成这样，棒端部处（碳化硼）芯块的直径必须小一些，以便园柱形的海绵状衬套能够插在包壳（内径）和碳化硼芯块（外径）之间。虽然这种设计可能有它的好处，但要求某些芯块的直径比其它芯块直径小一些，而且又附加了一层额外的衬套，这不仅加大了材料费用，而且增加了制造步骤，需要更多的时间，从而造成控制棒更为昂贵。

在美国专利号3，230，147和3，255，086中，虽然Hitchcock没有特别注意到芯块与包壳的相互作用（PCI）问题，但他提出了两种不同的控制棒设计，从核观点来看，这些设计在控制径向峰值因子方面可以认为是类似于移动式的可燃毒物棒。在一种设计中，棒是锥形的或者从一端到另一端是有锥度的，造成中子吸收能力是逐渐变化的。这样，控制棒的运动在核反应堆堆芯结构中不会形成反应性大的阶跃变化的区域。在另一种设计中，棒是由四节串接组成，其中子吸收能力从一节到下一节逐一加大，以便形成锥度效应。在这两种设计中，基本槪念是控制棒长度必须两倍于锥芯高度，使控制棒既能通过锥芯底部插入，也能从堆芯顶部抽出。现今压水反应堆（PWR）并不设计成控制棒从反应堆芯部底板下面伸出。此外，在HitChCoCk设计中，控制棒的下部由不同吸收剂材料（薄壁硼钢、厚壁硼钢和软钢）做成，上部装上硼石墨。实际上，硼钢和软钢将在短时间内变脆，所以从材料观点看这种设计是不现实的。更进一步，下面部分充上水，会造成其特性像“中子通量阱”装置。除去上述这些缺点外，此种控制棒设计结构复杂，制造昂贵。

因此，本发明的基本目的是提供一种适于压水反应堆内采用的控制棒，不仅结构简单，而且制造费用低，此外还能减轻芯块和包壳的相互作用（PCI），从而延长控制棒的使用寿命。

以这个为目标，本发明是关于在燃料组件内配置的核反应堆控制棒，以便控制棒从燃料组件拨出或插入来控制反应堆的反应性。控制棒包括一个细长的管状包壳，两端是封闭的，其中装有中子强吸收材料芯块。其特点是在该包壳一端部有中子弱吸收能力的惰性材料芯块填充在上述中子强吸收芯块之间，因而当控制棒在燃料组件内插入和拨出时，在该包壳上述一端处中子通量所发生的变化率能逐渐下降，从而减少控制棒失效的可能性。

中子吸收芯块和惰性芯块一般是园柱形的，直径通常彼此相等。在一种具体方案中，中子吸收芯块的轴向高度从控制棒端部的下部向上逐渐加大，而在中子吸收芯块之间填充的惰性芯块有相等的轴向高度。在第二种具体方案中，惰性芯块的轴向高度从控制棒端部的下部向上逐渐减小，而在惰性芯块之间填充的中子吸收芯块有相等的轴向高度。

下面就附图所示的一种最佳实施方案加以说明（仅示例而已），从中可更清楚地了解本发明：

图1是传统的核燃料组件局部断面正视图。

图2是星形装置及其相连接的控制棒当从图1所示的燃料组件中移出时的正视图。

图3是沿图2的3-3切面看控制棒下端部分放大了的剖面图。

图4类似于图3，表示了本发明的另一种具体方案，其中惰性芯块的轴向高度在控制棒下端部分内从其下部到上部逐渐减小，而填充在其间的中子吸收芯块有相等的轴向高度。

现在看一下各图，特别是图1表示了一组传统的燃料组件的正视图，其垂直方向是被压缩了的，通常用数字10表示燃料组件。燃料组件10是压水反应堆中采用的一种类型的燃料组件，主要包括：一个下端结构或底部管嘴12，它将组件支撑在反应堆堆芯区域（图上没有表示出）的下堆芯板（图上没有表示出）上;若干从底部管嘴12向上伸出的纵向导管或导向套管14;几个横向栅格板16，它们沿导向套管14轴向相距配置;规则排列的细长燃料棒18，它们由栅格板16横向隔开和支撑;一个位于燃料组件中央的仪表管20;一个上端结构或顶部管嘴，通常用数字22表示，它连到导向套管14的上端，形成一个完整的组件，因而能够方便地加以操作，而不损坏组件的部件。

顶部管嘴22包括一个横向的转向板24，它有直立的侧壁26（正面壁部分地被剖开了）固定在周边上，形成一个保护罩或外罩。环状法兰28固定到侧壁26的顶部。为了防止冷却剂向上流动造成燃料组件的水力提升，同时又能允许由于堆芯热膨胀等造成燃料组件长度上的变化，用弹簧片（图上没有表示出）适当地压紧环状法兰28，弹簧片按常规方式与上堆芯板（图上没有表示出）组装在一起。在由顶部管嘴22的环状法兰28构成的空腔内配置了一个常规的星形装置，一般用数字30表示，它有若干径向筋肋32与控制棒34的上端相连接，控制棒可以通过燃料组件10的导向套管14插下去。星形装置30连接到控制棒驱动机构上（图上没有表示出），它能按很熟悉的方式以较小增量的行程（约0.6英吋）在导向套管14内插入和拨出控制棒34，控制反应堆的反应性。因为燃料组件10和星形装置30不构成本发明的组成部分，因而没有给出进一步的描述，而只是为以实例说明问题为目的，表示出控制棒34使用时的运行环境，控制棒才是本发明所讨论的题目。关于燃料组件10和星形装置30更详细的描述可以参考上述Hill专利（美国专利4，326，919号）。

按本发明的原理，控制棒34设计成：当控制棒在燃料组件10的导向套管14插入和拨出步进运动时，尽可能地减小并从而防止控制棒端部附近芯块内功率（中子通量）的突然变化。在设计对控制棒端部的吸收剂材料采用了一种特殊的排列，以便减小芯块与包壳的相互作用，从而降低控制棒早期失效的可能性。

现在看一下图2、图3和图4，图中详细地描述控制棒34的结构。因为每一根棒是一样的，所以下面的描述仅说明图2中央所示的那根棒的结构。广义地说，控制棒34包括一个细长的薄壁的金属管或包壳36（有时称包复层），以及分别用来塞住和密封住包壳36两端的上端塞块38和下端塞块40。棒包壳36倾向采用普通固定直径的不锈钢，上端塞块38有一段向上展伸且呈完整形式的杆，头上带有外螺纹（图上没有表示出），按常规方式与星形装置30的径向筋肋32的外端部相连接。下端塞块40是园锥形的。一摞紧密叠放在一起的芯块可以滑动地装到包壳36内，并支承在下端塞块40上（具体的排列和其特性将在下面简要描述），这些芯块仅部分地填充包壳，在芯块的顶部与上端塞块38之间留有一空间或轴向间隙，形成一腔室42，容纳控制棒运行期间产生出来的气体。习惯上，盘簧44放在该腔室42内，并使其在上端塞块与顶部芯块之间处于受压状态，因而在控制棒34步进运动时能保持该摞芯块紧密地排列在一起。

如上所述，控制棒34内含有一摞或许多芯块，它们头尾相衔接地排列在一起，其中控制棒下端部分的芯块（下面用34a表示）具有特殊排列，以便当控制棒34在燃料组件10的导向套管14内提升和下降时减小芯块与包壳的相互作用。更具体地说，如图3表示了本发明的一种具体方案，而图4表示了本发明的第二种具体方案，棒的下端部分34a包括了第一种类型的第一种芯块和第二种类型的第二种芯块，两种芯块都头尾相衔接地排列在包壳36内。一种类型的芯块，即芯块46，最好用通常有中子吸收能力的材料做成，例如芯块化的碳化硼B₄C，而另一种类型的芯块，即芯块48，通常用中子弱吸收能力的惰性材料如ZrO₂做成。在该控制棒34的下端部分34a内，由不同类型的芯块，即吸收剂芯块46和惰性芯块48彼此相间地排列在一起，而控制棒34的其余部分（即下端部分34a之上）仅包含如图2、图3和图4中所示的吸收剂芯块46。

芯块46、48在棒的下端部分34a按另一种顺序排列就使端部的反应性当量减少，造成控制棒一部分（下端部分34a）的中子吸收能力较低于控制棒其余部分的中子吸收能力。这里所用“反应性当量减少”一语包含了中子吸收能力的阶跃变化以及中子吸收能力的逐渐变化。芯块在控制棒下端部分34a内这种不同排列，就变为当控制棒上升和下降时所控制的反应性按线性增加或减少的方式变化，而且当控制棒在燃料组件10内拨出和插入运动时，造成棒下端部分34a处中子通量变化率逐渐下降的总效应。这种设计结构防止了反应性急剧的和突然的变化，从而减少了芯块与包壳的相互作用的可能性，按以前工艺设计造成的早期控制棒失效也减少了。

吸收剂芯块46和惰性芯块48最好是园柱形的，吸收剂芯块46的直径一般是彼此相等的，通常也等于惰性芯块的直径。惰性芯块一般也有相同的直径。在控制棒下端部分34a内的另一些芯块46、48的轴向高度，一般可以是相同的或者有固定的数值，但是最好只是改变一种类型芯块的轴向高度，而另一种填充的芯块仍一般有固定的轴向高度。图3所示的具体方案中，吸收剂芯块46的轴向高度在控制棒下端部分34a内从其下部到上部逐块增加，而在吸收剂芯块46之间填充的惰性芯块48一般有相同的轴向高度。而图4所示的具体方案中，惰性芯块48的轴向高度在控制棒下端部分34a内从其下部到上部逐块减小，而填充在惰性芯块48之间的吸收剂芯块46一般有相同的轴向高度。

Claims

1、在燃料组件内配置核反应堆控制棒，以便能在燃料组件内插入和拨出，控制反应堆的反应性，控制棒的组成是：细长的管状包壳，两头是封闭住的，其内装有中子强吸收材料的芯块，其特征是在包壳的一端部用中子弱吸收能力的惰性材料芯块填充在上述这些中子强吸收芯块之间，以便逐渐降低当控制棒从燃料组件插入和拨出时在上述包壳的上述端部处造成的中子通量变化率，从而减少控制棒失效的可能性。

2、根据权利要求1的控制棒，其中上述芯块的轴向高度逐块变化。

3、根据权利要求1的控制棒，其特征是：中子吸收材料芯块为园柱形，且所有芯块有同样的直径，惰性材料的芯块也是园柱形的，并有同样的直径。

4、根据权利要求3的控制棒，其特征是中子吸收材料的芯块和惰性材料芯块的直径一般是相等的。

5、根据权利要求1或2的控制棒，其特征是上述中子强吸收芯块的轴向高度在上述控制棒端部内从其下部到上部逐渐增加。

6、根据权利要求5的控制棒，其特征是填充在上述中子强吸收芯块之间的惰性芯块有相等的轴向高度。

7、根据权利要求1或2的控制棒，其特征是上述惰性芯块的轴向高度在上述控制棒端部内从其下部到上部逐渐减小。

8、根据权利要求7的控制棒，其特征是填充在上述惰性芯块的强中子吸收芯块一般有相等的轴向高度。

9、根据权利要求1至8中任一项的控制棒，其特征是上述中子强吸收材料是碳化硼，而上述中子弱吸收材料是ZrO₂。