CN85109566A - 核反应堆高压容器的辐照屏蔽 - Google Patents

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Abstract

本发明涉及核反应堆中减弱高压容器焊缝所接受的快中子通量的装置。对着焊缝的局部周边芯区装有由中子吸收材料和(或)中子反射材料制成的棒组件，这些组件适合于供作焊缝的辐照屏蔽而不致显著降低堆芯额定功率或者对停堆反应性裕度不致有不利的影响。

Description

本发明总的说来涉及核反应堆的领域，特别是涉及目的在于减轻高压容器焊缝受快中子通量照射的结构布局。
工艺上已熟知，核反应堆，例如高压轻水堆的芯部，含有裂变材料型的核燃料铀235，它持续地发生裂变反应，于是产生热能。称之为堆内机械构件在结构上支撑堆芯位于气密的高压容器之内。这些构件将冷却液，如轻水注入高压容器，流过堆芯，而排出高压容器。冷却剂吸取核燃料裂变所产生的热而将其传入热交换器中另外的冷却剂，热交换器总是位于高压容器之外。第二种冷却剂通常是水，被转变为蒸汽后，可以用来驱动蒸汽涡轮发电机组。
核芯通常由许多燃料组件构成，燃料组件并排地布成阵列，具有周边轮廓接近正圆柱体的外形。每一燃料组件由重复排列的燃料棒和控制棒导向套管组成，这些棒管均从周侧面用相互平行间隔的格栅所支撑，导向管用来接收轴向移动的控制棒，在此用来控制核芯的反应率。
堆内构件通常是空的圆柱形堆芯筒体插入堆芯和高压容器壁之间。反应堆冷却液经过一个或多个进水咀而注入高压容器，向下流经高压容器和芯筒之间，转向180°，向上流经堆芯并流过堆芯和芯筒之间的空间，转向90°，经过一个或多个出水咀而排出高压容器。
技术上已熟知，核燃料由于俘获了它本身原子核所放出的中子而发生裂变，而每一个产生裂变的中子又产生热和其它一个以上的中子（平均说来每俘获一个中子放出2.1个中子）。为了使键式核反应能以持续进行，至少要有一个新产生的中子使燃料的另一原子发生裂变。由于新产生的中子是快中子，可是裂变需要慢中子，所以用中子慢化剂来慢化或称热化快中子。用作堆冷却液的轻水是一种优良的中子慢化剂。原子核裂变所产生的增殖中子并不是都可以用来裂变其它原子核，其中有一些为反应堆内部构件所吸收，其他中子还有被核吸收剂，如溶解于初级冷却液中的硼，被常规控制棒所含有的非燃耗吸收体，被特殊控制棒所含有可燃耗吸收体以及被核燃料中由于核裂变过程本身所累积的吸收体而吸收。简而言之，有一些增殖的中子有目的地予以吸收，而另一些中子的吸收则属于无意。
都知道要延长堆芯的寿命，于是要尽力缩短停堆更换核燃料所浪费的时间，就要采用装有浓缩核燃料，通常是浓缩铀-235的燃料组件。
然而，浓缩铀是十分昂贵的，因此最好是尽可能地降低浓缩度，仍能满足延长堆芯有用寿命一段时间的需要。为了达到此目的而发展起来的技术已知的有：燃料营运技术，其主要目的在于使得裂变时产生的中子得到更加有效的利用。已知的燃料营运技术有称之为出-存-存芯（owt-in-in）燃料技术者包含有三区段堆芯装料布局方案，即将堆芯分成三区，分别接收新的、一期燃耗的和二期燃耗的燃料，并在反应堆运行一段时间之后，将燃耗最大的燃料取出新换成二期燃耗的燃料，对于原二期燃耗燃料区新换成一期燃耗的燃料，并将后者的原区换成新的燃料。
另一已知的燃料营运技术使用低中子逸漏的装料方案，尽管比出-存-存芯方案要复杂得多，但是明显地改善了中子的利用经济，即将堆芯的快中子逸漏减至极少。换言之，即最大限度地利用了快中子，经过慢化而用于裂变。曾经发现低中子逸漏装料方案除开附带地通过提高中子利用经济而降低燃料循环价格以外，同时可以使高压容器接受堆芯径向发射出的高能中子流的辐射量减小。这当然是合乎需要的附带收益，但是它纯属偶然的事，因为低中子逸漏装料方案原来仅仅是为了降低燃料循环价格而设计的，并无其它目的。因此可以或者不可以影响高压容器特定有限区域受高能中子通量的辐照。
高压容器的特定区域，如焊缝处连续受到中子辐照，据发现，这已构成了难题，因为最终它会造成高压容器焊缝脆化而发生破裂。
解决这个问题直观上合理的方法应当是将堆芯周边燃料组件换掉几个而代之以吸收中子或反射中子的。例如由不锈钢作成的屏蔽棒。这样在高压容器受辐照影响区域和堆芯之间放置了中子屏蔽体，应当除掉燃料组件对此区域的辐照，但是同时也会造成堆芯额定功率的有害降低，亦即降低了堆芯的输出功率。
另一似乎合理的解决方案：将屏蔽体置于堆芯和变压容器之间，而不除去任何周边燃料组件。然而空间限制以及需要大量的重新机械设计和芯外区域中子估算的大量工作，致使这种尝试解决方案造价高，耗时长，难以进行。
当然，还可以降低周边燃料组件的输出功率来减小核芯周边外的快中子通量，并以芯内区域输出功率的同量增加来弥补上面造成的芯周区域功率损失。然而这个方案会造成不能允许的元件热差，有害地影响失去冷却剂分析误差余量;因此这个方法是不可行的。
因此本发明的主要目的在于提供较为切实可行的途径，以减轻上述焊缝受高能中子通量的辐照。从而本发明归结为具有芯部的核反应堆，堆芯含有大量的燃料组件，置于高压容器之内，此容器上至少有一焊缝，特点在于对应此一或每一焊缝备有减低中子通量的辐照屏蔽体，此屏蔽体位于芯区之内，此芯区对着焊缝，包括核芯周边至少一个燃料组件的一部分。
因为在此布局中降低中子通量的装置乃是位于芯区之内，包括着芯周燃料组件阵列的一部分，于是这些装置是介入其中而不是用来代替上述部分的燃料组件，所以他们并不会大为影响芯部功率额定值，功率输出，停堆剩余反应性，芯部后面热量或燃料循环价格。减弱中子通量的装置为吸收中子型和/（或）反射中子型的棒，置于上述反应堆芯区冷却剂的流通孔道内，最好放在未被占用的控制棒导向管中。
本发明的最佳实施例装置，现以举例方式并参照附图而叙述之。
图1为标准的核反应堆的立体图，部分地示出堆的横截面图。在本发明可适用于此图。
图2为图1的芯部，芯部周边和高压容器的放大横截面图。如沿图1中的2-2线所截取者;
图3为构成芯这一部分的燃料组件部分的等距画图和部分分段图，芯区具有插入其中的中子通量减弱棒。
参照画图，在不同图中特点相似者则用同样的参考数字标记之。核反应堆10示于图1，属于高压轻水堆型。应当理解到本发明的适用性并不局限于这种具体型的反应堆。
反应堆10具有高压容器11，后者对罩着核芯12，在11中用通常称之为反应堆内构件（未全部画出）来支撑12。堆芯通常含有大量的燃料组件14，14的截面基本呈方型，并排布列，于是使得堆芯12具有的总截面形状相似于正圆柱形，具有不圆滑的或叫齿式周边，如图2部分所示。
反应堆内构件包括有堆芯筒体15，它将经进水嘴16注入高压容器11的反应堆冷却液的流路与流出的高压容器11（经出水嘴17）的堆冷却液流路分开。这样，进入11的堆冷却液沿着15的外壁向下流动，而后转180°向上流动经过堆芯12而由出水嘴17排出。反应堆内构件还用来使堆芯周边不规则形状过度到芯筒15的圆形。一般是不锈钢垂直板18贴着不规则的堆芯周边安放，18由许多层水平安放堆芯支撑板19支住，19用螺栓固定在垂直板18和堆芯筒体15上，在水平支撑板19之间的空间充入一部分冷却水而流过堆芯12，但是这部分冷却水乃是分路流入堆芯，因此这种分流的质量流率为水平支撑板19中所备有的流孔或流通道的水流截面所决定，在足以保证支撑板19，垂直板18和堆芯筒体15的最佳冷却的前提下，流率应保持在此分流最小值。
高压容器11一般由钢板20制成，钢板沿轴向及/（或）周边向焊在一起，分别如图1的A-A和B-B轴线所示，A-A，B-B均代表焊缝的中心线。当然这种焊缝相对于堆芯的部位在所有反应堆中并不需要都总是相同的，但是堆芯一经与反应堆配备好以后，高压容器的焊缝位置相对于此堆芯以及以后在此反应堆全寿命期间同一高压容器中所更换的任何其它堆芯来说，都是固定不变的。从不同角度来看，对于任何给定的反应堆，不规则的堆芯周边相对于并按钢板作成高压容器的焊缝A-A或B-B的方位是固定的。在图示的实施例中，水平焊缝21接近位于堆芯的中平面，而垂直焊缝22则位于对着燃料组件14″的角隅23的位置。于是，在上述特定具体结构中，焊缝21和22暴露在最严峻的快中子通量环境中，在实际工作中，情况不同，这点自然有所不同。因此，针对堆芯位置和方法并针对上述堆芯的功率输出和快中子通量产额分布（水平和垂直）来确定高压容器的实际焊缝位置。
再参照图2，不规则线C-e以及与之相对着的钢板18描出堆芯12的任选区域25，其目的在于提供一个实例，用来说明本发明，区域25被认为实际上提供着快中子通量以影响焊缝22。可以看出，区域25包括燃料组件14′，14″，14″′和14″″这部分。在堆芯周边区域中的每一燃料棒对于快中子通量都有实际的贡献，以及为了将高压容器11的焊缝处的快中子能量降低至允许的水平所需要的替代棒的数目和/（或）核吸收剂的量都应当计算出来。为了说明这一点，作如下的设想就够了，即以线c-c所圈出的堆芯周边区25需要装有替代棒和（或）吸收中子材料和（或）反射中子材料。替代棒可以是无缝的或是焊成的空心管，紧密配合地装入燃料组件的孔道，管中盛有中子慢化剂，如轻水。在25区域面积之内变位慢化剂造成核燃料裂变产生的快中子只有轻度的慢化，于是导致较少的裂变，因而产生快中子减少，焊缝22受照的快中子也就变少。若采用的是核吸收棒，它们除具有替代棒的效益之外，还可以吸收慢中子或慢化中子，否则后者会被用来进行裂变，所以采用吸收棒可以进一步降低快中子的产额，以免被焊缝22所吸收造成危害;而且该吸收剂还可以吸收样一些快中子，以减少焊缝受快中子的辐照。若采用反射棒，它们除具有替代棒的效益之外，还可以将一些中子反射回到堆芯而不至到达焊缝22。
图3下部示明了堆芯12对应25区的部分，横跨燃料组件14′14″，14″′和14″″的栅网格29而截取的部分截面图。工艺上已全熟知，譬如：栅网格29，它一般沿着燃料组件14的长度方向各种不同位置而安放，用来支撑相互平行间隔的燃料棒26和控制棒导向封底套管27，以便让反应堆冷却液按照与燃料棒26热交换的关系而流经棒间的空间。
导向封底套管27用来导向插在其中的控制棒的移动，轴向上下移动可控制核反应堆的功率输出，这在工艺上早已为人们所熟知。一般是，控制棒为一空心管，顶对顶地装满吸收中子材料的球丸，因为某一燃料组件14可以放在核芯12之内的任何地方，通常的操作是将每一燃料组件14配备有相同数目的导向封底套管27，并将它们放在燃料组件之内的同一位置。这样，虽然控制棒群体一般并不位于堆芯周边，而在堆芯周边的燃料组件14均配备有导向管27，然而一般并不采用这样的布局。通常是，每一燃料组件14的每一栅格网29都备有一个中心孔道33，用来放入检测仪器管。图2所示芯区25内的圆点28表示着在各自燃料组件中未被使用的套筒27的位置。
再参照图3，上部示明了替代棒、吸收棒、反射棒群体30，包括有许多相互平行排列的、用中心枢轴32支承的替代棒/吸收棒/反射棒31。替代棒/吸收棒/反射棒31在群体30上的排布与芯区25中未占用的套筒27的位置相重合，这样可使每一棒31都能插入一个套筒27中。棒31可以是替代棒，例如，每一棒为氧化锆或不锈钢的焊封管形样;或者棒31也可以是替代棒/反射棒，为实心棒的形样，例如用合适的反射中子材料，不锈钢制成;或者为焊封管的形样，内装有合适的反射中子材料，例如锆。或者棒31可以是替代棒/吸收棒，作成吸收式的常规控制棒的形样，并采用子控制棒相同的材料，如碳化硼，镉-铟-银，或其它类似材料;或者棒31可以是上述替代棒的组合体，含有吸收中子和反射中子的材料，沿着每一棒31的长度而恰当地安放着。这种吸收和/或反射材料可以延伸到棒31的全长。或者每一个棒31可以一部分含有反射材料和（或）吸收材料，恰当地放入予先选定的轴向堆芯位置，而其余的31棒让其大体上无吸收和（或）无反射中子的效应。棒31可以具有任何所需长度，棒群体，根据将指定焊缝所接受的快中子通量减至最小的这一要求，可以制成任何所需的组配。而且，一给定芯区，正如区25那样，可以装有1个或多个棒群体30，依照为达到上述辐照极小值的需要来确定棒群体的数目。
替代棒/吸收棒/反射棒群体30在堆芯装载或重新装载时均可位于所设计的区域25之内。在随着反应堆运转期间，就让它们留在原处。棒群体30可以按照常规夹在堆芯上下支撑板（未画出）之间，以便在堆运行期间能使30处于装配时的位置。
在实现本发明时，可以采用如下的程序，堆芯12相对于高压容器11上面的水平焊缝B-B和/或垂直焊缝A-A的相互位置关系予以明文规定。在焊缝位置快中子（即超过一百万电子伏特）通量予以计算和（或）测量出来。在减小快中子通量值时不论希望采用什么准则，都要按照装备一个或多个棒群体30所需要的堆芯周边面积的大小和位置，并根据在替代棒效益之处是否需要中子反射体和（或）中子吸收体以及吸收体和反射体延伸到多大长度和位于什么轴向位置，来进行测定。根据上述测定的结果，精确设计的棒群体被加工出来，装入所要求的堆芯位置或几个位置，此后反应堆即正常地运行于额定功率。在堆运行期间可以进行测量来验证设计和替代棒/吸收棒/反射棒的变位，倘有任何改变似乎保险一些，那么也可以按照上述程序实施这种变动方案。

Claims (6)

1、核反应堆含有堆芯，堆芯由大量的燃料组件构成，放在高压容器内，容器壁至少有一个焊缝，其特征在于：对应这一焊缝或者每一焊缝(21或22)均备有中子通量减弱装置(31)的辐照屏蔽，31位于芯区(25)之内，25区位于高压容器焊缝壁区的对面，并包括着至少一个燃料组件(14)的一部分，14位于芯体(12)的周边。
2、根据权利要求1所述的核反应堆，其特征在于：上述中子通量减弱装置（31）就是插在上述芯区（25）之内的反应堆冷却液流通孔道之中的棒。
3、根据权利要求2所述的芯区含有未被占用的控制棒导向封底套管，其特征在于：上述棒（31）插在上述未被占用的控制棒导向封底套管（27）之中。
4、根据权利要求2或3所述的核反应堆，其特征在于：上述棒（31）含有中子吸收材料。
5、根据权利要求2所述的核反应堆，其特征在于：上述棒（31）含有中子反射材料。
6、根据权利要求3或4所述的核反应堆，其特征在于：上述棒（31）含有中子反射材料。
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ES (1) ES8801965A1 (zh)

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103871492A (zh) * 2012-12-13 2014-06-18 中国核动力研究设计院 一种用于177压水堆核电站反应堆的堆芯屏蔽结构
CN104183278A (zh) * 2013-05-28 2014-12-03 中国核动力研究设计院 一种铍水慢化高通量工程试验堆堆芯
CN107767968A (zh) * 2017-09-04 2018-03-06 中广核研究院有限公司 反应堆及减少核反应堆中子泄漏的屏蔽燃料组件
CN107767969A (zh) * 2017-09-04 2018-03-06 中广核研究院有限公司 压力容器的堆芯结构及堆芯装载方法

Families Citing this family (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5436945A (en) * 1993-12-03 1995-07-25 Combustion Engineering, Inc. Shadow shielding
JP4825763B2 (ja) * 2007-09-21 2011-11-30 株式会社東芝 反射体制御方式の高速炉
US9281083B2 (en) * 2009-04-06 2016-03-08 Terrapower, Llc Traveling wave nuclear fission reactor, fuel assembly, and method of controlling burnup therein
US9959944B2 (en) 2012-04-12 2018-05-01 Bwxt Mpower, Inc. Self-supporting radial neutron reflector
GB201318470D0 (en) * 2013-02-25 2013-12-04 Scott Ian R A practical molten salt fission reactor
US9431135B2 (en) * 2013-12-17 2016-08-30 Global Nuclear Fuel—Americas, LLC Nuclear reactor fluence reduction systems and methods
US20160099083A1 (en) * 2014-10-01 2016-04-07 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Fast flux shield and method of reducing fast neutron fluence at a core shroud of a boiling water reactor using the same

Family Cites Families (14)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3212978A (en) * 1961-04-18 1965-10-19 Westinghouse Electric Corp Nuclear reactor core support structure
US3271260A (en) * 1964-05-20 1966-09-06 Lawrence C Noderer Liquid metal fast breeder reactor
US3929565A (en) * 1971-02-03 1975-12-30 Asea Atom Ab Nuclear reactor with groups of elongated absorber units carried by control rods
US3868302A (en) * 1971-05-12 1975-02-25 Westinghouse Electric Corp Thermal shield of a nuclear reactor
US4057463A (en) * 1974-08-29 1977-11-08 Westinghouse Electric Corporation Method of operating a nuclear reactor which maintains a substantially constant axial power distribution profile with changes in load
US4169760A (en) * 1975-08-14 1979-10-02 Combustion Engineering Inc. Nuclear reactor with scrammable part length rod
US4111747A (en) * 1976-06-08 1978-09-05 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Packed rod neutron shield for fast nuclear reactors
DE2629737A1 (de) * 1976-07-02 1978-01-05 Babcock Brown Boveri Reaktor Einrichtung zur reduzierung des neutronenflusses
US4222822A (en) * 1977-01-19 1980-09-16 Westinghouse Electric Corp. Method for operating a nuclear reactor to accommodate load follow while maintaining a substantially constant axial power distribution
US4285769A (en) * 1978-10-19 1981-08-25 General Electric Company Control cell nuclear reactor core
US4432934A (en) * 1980-12-16 1984-02-21 Westinghouse Electric Corp. Displacer rod for use in a mechanical spectral shift reactor
US4495136A (en) * 1982-05-11 1985-01-22 Westinghouse Electric Corp. Maximum power capability blanket for nuclear reactors
DE3301965C2 (de) * 1983-01-21 1986-12-04 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Abschirmelement für einen aus Kernbrennstoffelementen und den Abschirmelementen aufgebauten Reaktorkern
DE3339294A1 (de) * 1983-10-28 1985-05-09 Kraftwerk Union AG, 4330 Mülheim Kernreaktor

Cited By (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN103871492A (zh) * 2012-12-13 2014-06-18 中国核动力研究设计院 一种用于177压水堆核电站反应堆的堆芯屏蔽结构
CN103871492B (zh) * 2012-12-13 2016-08-31 中国核动力研究设计院 一种用于177压水堆核电站反应堆的堆芯屏蔽结构
CN104183278A (zh) * 2013-05-28 2014-12-03 中国核动力研究设计院 一种铍水慢化高通量工程试验堆堆芯
CN107767968A (zh) * 2017-09-04 2018-03-06 中广核研究院有限公司 反应堆及减少核反应堆中子泄漏的屏蔽燃料组件
CN107767969A (zh) * 2017-09-04 2018-03-06 中广核研究院有限公司 压力容器的堆芯结构及堆芯装载方法

Also Published As

Publication number Publication date
ES8801965A1 (es) 1987-08-01
EP0180187A2 (en) 1986-05-07
EP0180187A3 (en) 1987-04-01
ES548185A0 (es) 1987-08-01
JPH0438317B2 (zh) 1992-06-24
KR860003620A (ko) 1986-05-28
JPS61117483A (ja) 1986-06-04
US4759896A (en) 1988-07-26
EP0180187B1 (en) 1991-02-06
DE3581693D1 (de) 1991-03-14

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