本发明涉及核反应堆，更确切地，涉及适用于热中子反应堆的被动安全装置和配备有其的核燃料组件。
背景技术：
核反应堆基本上是使用由中子裂变产生的能量的装置。根据能量将中子分为低能量热中子和高能量快中子。因此，核反应堆也分为使用热中子的热中子反应堆和使用快中子的快反应堆。一般地，快中子主要由核裂变产生。
在热中子反应堆中，快中子通过使用慢化剂来减速以用于核裂变。同时在快反应堆中，快中子在不减速的情况下用于核裂变，并且此时如钠(Na)等具有非常低的慢化能力的液体金属用作冷却剂。
反应堆由于如慢化剂温度、核燃料温度和冷却剂温度等各种温度而具有反应性反馈效应(reactivity feedback effects)。这些反馈效应使反应堆本身能够将各种与温度有关的事故减轻和稳定化。核燃料在常规温度下具有负反应性反馈效应，这是由于多普勒谱线增宽效应(Doppler broadening effect)，其中在所谓的共振区域中的中子吸收随着温度升高而增加。
在通常的热中子反应堆中，水用作慢化剂或冷却剂。因此，中子的大多数能量转移至水，从而快中子变成热中子。当冷却剂或慢化剂的温度在热中子反应堆中由于任何原因而升高时，发生各种现象。特别是，引起中子的平均能量变得更高的中子能谱硬化。这是因为慢化剂的密度随着核反应堆的温度升高而降低并且慢化能力降低，从而中子能量比温度升高之前高。由于快中子通常具有比热中子小的裂变截面。因此，能谱硬化导致热中子反应堆的反应性降低。通过该现象，热中子反应堆中慢化剂的反应性温度系数通常为负值。
如果在核反应堆运行期间存在问题，则冷却剂泵或蒸汽发生器可能发生故障，因此核反应堆的温度会过度升高。此时，负反馈效应可以减轻反应堆功率的升高并且缓解引起的问题。然而，核反应堆材料和核燃料完整性由于过度的温度升高而导致的劣化是不可避免的。
作为继续研究的结果，本发明人开发了一种被动安全装置，当由于冷却剂温度升高而发生事故时，除了核反应堆的固有负反应性反馈效应之外，其还可以实现被动插入的额外的负反应性，并且进一步开发了包括上述被动安全装置的核燃料组件。
技术实现要素：
实现反应堆稳定性的重要问题在于，除了与冷却剂的温度有关的反应堆固有的反应性反馈效应之外还具有负反应性反馈效应，从而在发生事故的情况下使反应堆本身稳定化。因此，本发明的目的是提供配备有新型被动安全装置的核燃料组件，所述被动安全装置可以实现核反应堆的稳定且安全的运行并且可以配备至核反应堆的设计没有大的变化的任何常规的核反应堆。
本发明的热中子反应堆用核燃料组件包括多个燃料棒；配置在燃料棒之间的多个导向套管；和插在一个或多个导向套管中的包括中子吸收剂部的被动安全装置。热中子反应堆用核燃料组件可以进一步包括插在一个或多个导向套管中的控制棒。
根据本发明的实施方案，被动安全装置包括：形成有贯通内部和外部空间的一个或多个冷却剂流入/流出孔的被动安全装置导管；和设置在被动安全装置导管的内部空间中使得在其中可上下移动并且包括中子吸收剂的浮力提供部。
根据本发明的实施方案，被动安全装置可以进一步包括使多个被动安全装置导管彼此连接的被动安全装置导管连接部。
根据本发明的实施方案，上述被动安全装置导管连接部可以形成于上述多个被动安全装置导管上方。
根据本发明的实施方案，包含中子吸收剂的浮力提供部的密度在热中子反应堆的正常运行期间小于冷却剂的密度并且在热中子反应堆的瞬态运行期间高于冷却剂的密度。
根据本发明的实施方案，浮力提供部可以包括含中子吸收剂的部分和含浮力提供材料的部分。
根据本发明的实施方案，浮力提供材料可以选自由空气、氦气和氩气组成的组。
根据本发明的实施方案，中子吸收剂可以包括硼和钆中的一者或两者。
根据本发明的实施方案，中子吸收剂可以为多孔的。
根据本发明的实施方案，冷却剂可以为水(H2O)。
根据本发明的实施方案，一个或多个冷却剂流入/流出孔可以形成于被动安全装置导管的上部和下部中的任一者或两者中。
发明的效果
本发明的被动安全装置可以安装在没有大的设计变化的常规的核反应堆中从而诱导负反应性反馈效应。由于该装置，当冷却剂温度升高时，在没有任何特殊的操作的情况下自动诱导负反应性反馈效应。此外，当冷却剂的损失发生时，可以通过重力自动获得负反应性反馈效应。
附图说明
参照附图更好地理解本发明的优选实施方案的应用，其中：
图1为示出根据本发明的实施方案的核燃料组件的截面图。
图2为一组示意图，其中示意图(a)示出根据本发明的实施方案的核燃料组件和示意图(b)示出控制棒插入其中的导向套管。
图3为示出根据本发明的实施方案的被动安全装置导管连接部的结构的示意图。
图4为在稳定状态运行(a)中和由于冷却剂温度的过度上升导致的瞬态运行(b)中的被动安全装置的透视图。
具体实施方式
下文中，将参照附图更详细地描述实例。各图中示出的相同的附图标记表示相同的构件。
以下实例可以以各种方式改造。要理解的是，下述实例不旨在限定实施方案而包括对其的所有修改、等同物和替代物。
本发明的实例中使用的术语用于帮助具体实例的理解并且不能将本发明限于这些实例。单数形式的术语也可以包文本中的复数形式，除非另有说明。在本说明书中，术语“包括”或“具有”表示可以允许特定特征、个数、步骤、操作、部件、零件或这些的组装并且不排除其它的一个以上的特征、个数、步骤、操作、部件和零件的其它连接或组装的任何可能性。
除非另有说明，否则包括技术术语或科学术语的全部术语理解为具有本领域公知常识的技术人员通常的理解。由通用字典定义的术语必须在相关的技术文本意义上理解。除非在本说明书中清楚地定义，否则术语不是理想的或过于正式的解释。
在附图的说明中，相同的附图标记表示相同的因素，因此不重复相同的说明。在本发明的以下实施方案的说明中，当确认实施方案的要旨可能会被不必要地模糊时，可以省略现有技术的详细说明。
本发明提供核燃料组件，其中导向套管可以插在燃料棒之间，并且由本发明的优选实施方案提供的控制棒或被动安全装置可以插在导向套管中。
图1为示出根据本发明的实施方案的核燃料组件的截面图。根据图1的核燃料组件可以用于加压轻水反应堆中。在核燃料组件中，配置多个燃料棒位置(110)并且在燃料棒位置之间还配置多个导向套管位置(120)。图1示出的结构布局包括25个导向套管位置，但是其仅是核燃料组件的一个实例并且燃料棒和导向套管位置的数量和配置可以根据核燃料组件的设计而改变。
本发明的热中子反应堆用核燃料组件包括多个燃料棒；配置在燃料棒之间的多个导向套管；和插在一个或多个导向套管中的包括中子吸收剂部的被动安全装置。
图2为一组示意图，其中示意图(a)示出根据本发明的实施方案的核燃料组件和示意图(b)示出控制棒插在其中的导向套管。
图2(a)中示出的核燃料组件具有由其中燃料棒位于下方的活性堆芯(300)、以及控制棒、和控制棒向上插入其中的导向套管(210)构成的结构。在图2(b)中，可以确认在图1的导向套管的25个位置的一部分中形成的、其中插入控制棒的导向套管(210)的结构。根据本发明的一方面，导向套管可以为用于常规的热中子反应堆的控制棒导向套管。
如图2(b)所示，本发明的优选实施方案中提供的被动安全装置可以插在其中未插入控制棒的剩余导向套管中。
根据本发明的实施方案，被动安全装置包括：形成有贯通内部和外部空间的一个或多个冷却剂流入/流出孔的被动安全装置导管；和设置在被动安全装置导管的内部空间中使得在其中可上下移动并且包括中子吸收剂的浮力提供部。
本发明的被动安全装置可以具有冷却剂可通过其而流入的冷却剂流入/流出孔和一直填充有冷却剂的向上和向下延伸的被动安全装置导管。此时，一个或多个冷却剂流入/流出孔可以形成在其中。当形成数个冷却剂流入/流出孔时，它们可以相对于被动安全装置的长轴对称地形成。上述冷却剂填充被动安全装置的内部空间从而浮力提供部可以通过冷却剂与浮力提供部之间的密度差而在被动安全装置导管中上下移动。
在被动安全装置中通过冷却剂流入/流出孔流动的冷却剂的密度可以通过环境温度而变化。随着冷却剂的密度变化，包括中子吸收剂的浮力提供部可以在被动安全装置导管的内部上下移动。
本发明的浮力提供部不限于特定的一种，只要其可以在被动安全装置导管的内部上下移动即可。浮力提供部可以设计为罐的形态。浮力提供部可以包括中子吸收剂。本发明的中子吸收剂是用于实现当冷却剂温度升高时的负温度反馈效应的关键组分。
根据本发明的实施方案，被动安全装置可以进一步包括使多个被动安全装置导管彼此连接的被动安全装置导管连接部。
被动安全装置导管可以具有纵向延伸的结构，其允许冷却剂流入。被动安全装置导管可以具有向上延伸的结构，并且可以为冷却剂在其中流动的结构。当核燃料组件运行时填充在核燃料组件中的冷却剂移动。因此，被动安全装置导管会受由于冷却剂的移动而导致的振动影响。在本发明的优选实施方案中，被动安全装置可以进一步包括将被动安全装置导管互连以形成稳定的结构的被动安全装置导管连接部。
根据本发明的实施方案，被动安全装置导管连接部可以形成于上述多个被动安全装置导管上。
图3为示出根据本发明的实施方案的被动安全装置导管连接部的结构的示意图。
在图3中，除了被动安全装置导管配备至其上的燃料组件导向套管以外仅示出被动安全装置导管(220)。根据本发明的实施方案，被动安全装置导管连接部(222)可以形成为被动安全装置导管在被动安全装置的上方彼此交叉连接的结构。
根据本发明的实施方案，包括中子吸收剂的浮力提供部的密度在热中子反应堆的正常运行期间小于冷却剂的密度并且在热中子反应堆的瞬态运行期间高于冷却剂的密度。
材料的密度可以根据温度或压力而变化。本发明的冷却剂在反应堆的正常运行期间保持在相对低的温度下并且在反应堆的瞬态运行期间可以暴露在高温下。在反应堆的正常运行时本发明的浮力提供部位于被动安全装置导管的上部。当反应堆处于冷却剂的温度升高的瞬态运行状态下时，浮力提供部下降并且位于被动安全装置导管的下部。
即，在正常运行期间，冷却剂的密度大于浮力提供部的密度，从而浮力提供部漂浮至被动安全装置导管的上部。然而，在瞬态下，冷却剂的密度小于浮力提供部的密度，从而浮力提供部下沉至被动安全装置导管的下部。本发明中，瞬态表示反应堆的状态在额定状态之外。根据反应堆的设计，在运行过程中会引起各种问题，导致瞬态。根据本发明，在瞬态下，环境温度升高，因此冷却剂密度变得小于浮力提供部的密度。当浮力提供部下沉在被动安全装置导管的底部时，中子吸收剂位于活性堆芯区域从而吸收由核裂变产生的中子，结果，可以在降低核反应性的情况下诱导负反应性反馈效应。
图4为在正常运行(a)中和由于冷却剂温度的过度升高导致的瞬态运行(b)中的被动安全装置的透视图。如图(a)所示，在冷却剂流入冷却剂流入/流出孔(312)的状态下在反应堆的额定状态运行中，包括中子吸收剂(322)的浮力提供部(320)的密度小于冷却剂的密度，从而浮力提供部漂浮至插入导向套管(210)中的被动安全装置导管(220)的上部。如图4(b)所示，当冷却剂的温度由于反应堆的瞬态运行而升高时，浮力提供部下沉至被动安全装置导管的下部。
根据本发明的实施方案，浮力提供部可以包括含中子吸收剂的部分和含浮力提供材料的部分。
在本发明的优选实施方案中，浮力提供部可以形成为如图4所示的罐状结构，并且可以在罐状结构中包括含中子吸收剂的部分和含浮力提供材料的部分。
即使其中未示出含中子吸收剂的部分和含浮力提供材料的部分，但是它们可以分别形成在其中。
如图4所示，含中子吸收剂的部分和含浮力提供材料的部分可以一体化形成。在图4中，含中子吸收剂的部分显示为位于含浮力提供材料的部分上部，但是它们的位置可以彼此转换。
根据本发明的实施方案，浮力提供材料可以选自由空气、氦气和氩气组成的组。在本发明的优选实施方案中，可以包括其它气体作为浮力提供材料。在本发明的一方面，例如，当浮力提供材料为空气时，意味着浮力提供部的内部填充有空气。
根据本发明的实施方案，中子吸收剂可以包括硼和钆中的一者或两者。
根据本发明的实施方案，中子吸收剂可以为多孔的。在本发明的优选实施方案中，作为中子吸收剂，例如，可以使用能够有效吸收快反应堆中的中子的材料如多孔碳化硼(B4C)。当多孔材料用作中子吸收剂时，可以降低中子吸收剂的密度。
根据本发明的实施方案，可以包括水(H2O)作为冷却剂。一般地，水基本上用作冷却剂，并且可以根据需要进一步包括其它组分。
根据本发明的实施方案，一个或多个冷却剂流入/流出孔可以形成于被动安全装置导管的上部和下部中的任一者或两者中。
如图4所示，根据本发明的实例，在被动安全装置导管的上部和下部分别形成三个冷却剂流入/流出孔(312)。
本领域技术人员将认识到以上说明书中公开的概念和具体实施方案可以容易地用作用于修改或设计用于实现本发明的相同目的的其它实施方案的基础。本领域的技术人员也将认识到此类等同的实施方案不脱离如所附权利要求书中阐述的本发明的精神和范围。