[发明专利]一种用于液态重金属冷却堆的换料机夹具装置

说明书

技术领域

本发明涉及机械领域，具体涉及一种用于液态重金属冷却堆的换料机夹具装置。

背景技术

随着地球温室效应的加剧和世界气候的变化，核电得到了人们越来越多的重视。核电的大发展必然带来核废料处理的问题。加速器驱动次临界系统（ADS）具有实现嬗变处理高放核废料、生产核燃料等功能，在近年来得到了国际社会的广泛关注。

加速器驱动次临界系统（ADS）是利用加速器产生的高能质子轰击散裂靶生成的中子作为中子源，与次临界堆内的裂变材料发生持续的链式反应。ADS系统利用液态铅铋合金作为散裂靶兼冷却剂，液态铅铋合金除了具有很好的中子学性能之外，还具有优良的抗辐照性能、传热性能和安全特性，可以提高靶系统的寿命和次临界反应堆的安全性，因此，液态铅铋合金已经成为目前ADS系统设计中散裂靶兼冷却剂的首选材料，也是先进快中子反应堆冷却剂重要候选材料。

国际上大部分的液态金属冷却的快中子堆，都采用池式结构。对于池式研究堆，一回路全部浸泡在一个大的池子中。这就要求保证系统边界的完整性，即反应堆处于密封的状态，在反应堆的上部有覆盖气体（通常选择氩气）保护。所以反应堆的换料系统必须采用机械进行远程遥控操作换料，并且在换料过程中反应堆的顶盖并不打开，保证反应堆上部的屏蔽保护。换料机的主要功能是在核电站首次装料和运行大修期间，用来装入、卸出和倒换反应堆核燃料之用。换料机在核电站反应堆堆芯与燃料传输装置之间实现取出、更换、放置堆芯核燃料的工作。燃料操作装置底端都装配有燃料抓取装置，燃料抓取装置用于在燃料堆中把燃料取出和装入。

由于液态铅铋冷却剂固有的物理性质，其密度远远大于已有的液态金属钠快堆，对于堆内的结构件，特别是组件会产生较大的浮力，并且由于冷却剂在堆芯向上流动对组件产生的力也必须考虑，换料操作时，换料机的夹具也需要浸没在液态铅铋合金中对组件直接操作。压水堆或者非液态重金属冷却快堆的换料机构没有考虑到液态重金属的浮力影响，没有设置应对浮力的定位装置或者锁紧装置，如果用于液态重金属冷却快堆的换料操作，可能会导致换料过程中，组件因受到浮力过大，插入时定位不准或插入位偏移的安全隐患。

目前压水堆换料相关专利因为领域未涉及液态重金属，没有应对液态重金属对组件浮力问题的技术。

液态重金属冷却快堆的组件因为要克服浮力的影响，其固定方式和普通快堆不同，现有技术是采用双驼峰弹簧锁紧装置固定，参见中国专利申请“一种可换料液态重金属反应堆的燃料组件固定装置”，申请号201210089595.3。因此，适用于液态重金属冷却快堆的换料机构需要能够和这种固定方式耦合，能够在该固定方式下，辅助完成组件的锁紧和松开的技术目前尚无相关报道。

发明内容

本发明技术解决问题：克服现有换料技术的不足，提供一种结构简单，既可以克服组件在液态重金属冷却快堆中的浮力，为燃料组件提供轴向约束，消除换料时组件在液态重金属冷却剂中因浮力影响而插入不准或插入位偏移的安全隐患，又可以和现有的液态重金属反应堆燃料组件固定装置配合完成燃料组件的固定和松开的换料机夹具装置。

本发明技术解决方案：一种用于液态重金属冷却堆的换料机夹具装置，包括：可伸缩拉杆1、夹头2、筒状本体3、组件锁紧装置5和弹簧拨片6；筒状本体3内部安装有可伸缩拉杆1和组件锁紧装置5；筒状本体3下端安装有弹簧拨片6；筒状本体3内侧壁开有凹槽7；可伸缩拉杆1下端安装有与组件4配合的夹头2，可伸缩拉杆1能够上下伸缩以拔出或者插入组件4；夹头2用于维持或者释放可伸缩拉杆1和组件4的连接；所述组件锁紧装置5是一个可滑动式机械锁紧装置，组件锁紧装置5中空，安装在筒状本体3内，组件锁紧装置5外侧壁有凸脊8能与筒状本体3内侧壁的凹槽7配合，在筒状本体3内做竖直运动，初始位置位于筒状本体3的下部；组件锁紧装置5能够锁紧或松开夹取到的组件4，抓取组件4之后，组件锁紧装置5沿凹槽7滑动到组件4的中点处固定组件4；弹簧拨片6用于辅助组件4的插入和拔出，弹簧拨片6是一个固定式的带尖头的杆件，安装在筒状本体3的下端，弹簧拨片6用于组件4拔出之前挤压栅格板上的组件固定弹簧来松开组件4或者在组件4插入之后挤压栅格板上的弹簧来固定组件4，适用于液态重金属冷却快堆的栅格板弹簧固定组件的方式。