[发明专利]一种用于核反应堆的控制棒束

说明书

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。