专利名称:用于反应堆压力容器的中子屏蔽面板的制作方法
用于反应堆压力容器的中子屏蔽面板[0001]相关串请的交叉参考[0002]本申请要求享有2007年12月4日提交的临时申请60/992，158的优先权。[0003]政府利益.[0004]本发明是在由能源部资助的合同No. DE-FC07-051D14636下通过政府支持进行 的。政府享有本发明中的特定权利。技术领域：
[0005]本发明一般地涉及核反应堆内部结构，更具体地涉及用于屏蔽核反应堆压力容器 以免于过度暴露到中子通量下的中子屏蔽件。
背景技术：
[0006]用加压水冷却的核反应堆发电系统的初级侧包括闭合回路，所述闭合回路与用于 产生有用能量的次级侧隔离且与其有热交换关系。初级侧包括封装堆芯内部结构的反应 堆压力容器，所述堆芯内部结构支承多个包含可裂变材料的燃料组件；热交换蒸汽发生器 中的初级回路；用于循环加压水的加压器、泵以及管道的内体积，这些管道将各蒸汽发生器 和各泵独立地连接至反应堆压力容器。包括连接至容器的管道系统、蒸汽发生器和泵的初 级侧各部件形成初级侧的回路。初级侧还连接至辅助回路，所述辅助回路包括用于加压水 的体积测量和化学监测的回路。该辅助回路布置在初级回路的分支上，该辅助回路能够通 过在需要的时候补充测量的水量来维持初级回路中的水量，并且能够监测冷却水的化学性 质，尤其是对于反应堆的操作很重要的硼酸的含量。[0007]反应堆压力容器的内部部件典型地包括上内部结构和下内部结构。上内部结构 包括控制棒导管组件、支承柱、通过外壳封头进入反应堆容器的用于仪器的导管、以及燃 料组件对准结构，并称为上堆芯板。下内部结构包括称为堆芯筒(barrel)的堆芯支承结 构、以及堆芯护罩，所述堆芯护罩位于堆芯筒内并将堆芯筒的圆形内部转化成有台阶的型 式，该有台阶的型式与构成支承在下堆芯支承板与上堆芯板之间的堆芯的燃料组件的周边 型面基本对应。有台阶的型式的燃料组件将燃料组件放置成在四个基本坐标(cardinal coordinate)处最接近堆芯筒。作为堆芯护罩的可替代方案，已经采用由机械加工的水平成 形件和竖直挡板构成的栓接挡板成形件结构。不管是采用堆芯护罩还是栓接挡板成形件结 构，堆芯型式仍然总体上与定位成在基本坐标处最接近堆芯筒的燃料组件相同。[0008]在均用于产生蒸汽以驱动蒸汽涡轮机的加压水慢化核反应堆和沸水核反应堆中， 在反应堆堆芯内发生裂变，由此裂变产物的能量传递给水。在加压水慢化反应堆中，被加热 的水从反应堆容器通过热交换器泵送，在所述热交换器中热能被传递到另一个水回路以形 成蒸汽来驱动涡轮机。在沸水反应堆中，裂变产物的能量传递给反应堆容器中的水以形成 蒸汽来驱动涡轮机。在这两种类型的反应堆中已经发现，从反应堆堆芯施加在容器上的中 子通量会导致容器的材料变脆。就是说，在长时间暴露到高能中子下的情况下，容器的断裂 韧性减小，并且最终可能导致容器在应当允许持续的条件下破裂。[0009]过去为了减少容器的辐射暴露已经使用若干设计技术。例如，在加压水反应堆中， 制造商已经采用钢制热屏蔽件来减少容器的辐射暴露。在图1中所示的一个这种设计中， 在容器10中包围和支承反应堆堆芯14的堆芯筒32本身被圆筒形钢壁15包围，所述圆筒 形钢壁15的厚度是2英寸到3英寸(5. 08厘米到7. 62厘米)并且其定位在与压力容器10 的内表面和堆芯筒32的外表面相距大约相等的距离处。在美国专利No. 3，868，302中公开 的一种可替代的设计中认识到，施加在反应堆容器10的内表面上的中子通量水平沿着圆 周方向可显著改变，这是因为堆芯14内的某些燃料组件22比其余的燃料组件22更接近于 堆芯筒32，堆芯筒的厚度在那些具有高通量的区域中选择性地增大。如果堆芯筒的厚度在 高通量区域中增大了与圆筒形热屏蔽件15的厚度相对应的量，则反应堆容器10的最大辐 射暴露基本上与使用分离的圆筒形热屏蔽件15所得到的水平相同。[0010]已经采用的又一个可替代方案是，在基本坐标的区域中将钢板附加到堆芯筒的外 侧以基本上实现与通过增大这些面积中的堆芯筒的厚度所获得的效果相同的效果，但是以 较低的费用实现。随着反应堆尺寸的增大，这需要更大的热屏蔽件，形成屏蔽件的钢板可能 随着被加热而经受较大的温度剧增，并且在屏蔽件和堆芯筒之间的热膨胀的差异可能使用 于将中子屏蔽件附装到堆芯筒的装置变形。另外，随着中子屏蔽件变得更大，中子屏蔽件可 能影响在堆芯筒与反应堆容器之间的降液管(downcomer)区域内的压降,这继而增大横过 反应堆容器的压降和在降液管环形空间中产生的流动紊流的量。[0011]因此，期望一种改进的中子屏蔽设计，所述中子屏蔽设计将减小对在压力容器和 堆芯筒之间的降液管区域内的压降的不利影响。[0012]此外，期望一种改进的中子屏蔽设计，所述中子屏蔽设计将最小化热屏蔽件和堆 芯筒之间的温差并且减小用于将中子屏蔽件附装到堆芯筒的装置上的应力。
发明内容
[0013]根据本发明，通过在反应堆压力容器的降液管区域中放置多个周向地间隔开的中 子屏蔽面板而实现上述目标，各面板都具有面对堆芯筒的大致的凹面和面对压力容器侧壁 的大致的凸面，各面板都在凹面和凸面之间具有变化的厚度。优选地，在中心处具有最大厚 度的情况下，面板的厚度沿着圆周方向变化并且向侧面渐缩。期望地，厚度在中心处是大约 3英寸(7. 62厘米)并且在侧面上渐缩到大约I英寸(2. 54厘米)。优选地，中子屏蔽面板 由不锈钢构造，并且在顶部处渐缩以向冷却剂沿降液管流动的方向提供逐渐过渡。[0014]在一个实施例中，中子屏蔽面板由竖直堆叠的多个单独的分段构造。期望地，各分 段都是具有两个较长侧边的矩形，较长侧边沿着竖直方向延伸。在一个优选的实施例中，分 段的数量是三个，各分段都具有大约相同的尺寸。分段优选地被栓接到堆芯筒，并且中子面 板的凹面的至少一部分通过诸如垫圈的隔开件(standoff)与堆芯筒的外径间隔开。在另 一个优选的实施例中，中子面板分段具有倾斜的相对边缘，各边缘倒转地匹配相邻分段的 相对边缘上的斜面，其中，相邻的相对边缘彼此间隔开。相对边缘之间的空间允许反应堆冷 却剂通过其间以帮助冷却分段，而同时减小中子注量通到反应堆容器。
[0015]从以下结合附图阅读的优选实施例的说明，可以得到对本发明的进一步理解，附图中[0016]图1是核反应堆容器的剖视图，示出了压力容器、热屏蔽件、堆芯筒和堆芯中的燃 料组件阵列；[0017]图2是可以应用本发明的核反应堆系统的简化示意图；[0018]图3是可以应用本发明的核反应堆容器和内部部件的局部剖视图；[0019]图4是通过本发明的中子屏蔽面板得到的堆芯筒的剖视图；[0020]图5是栓接到堆芯筒的外表面中的中子屏蔽件的一部分的局部剖视图，在中子屏 蔽件与堆芯筒的外表面之间具有提供隔开件的垫圈；[0021]图6是堆芯筒的局部剖视图，其中在三个侧面上示出了本发明的中子屏蔽件；[0022]图7是一个中子屏蔽面板分段的侧视图；以及[0023]图8是图7中所示的中子屏蔽面板分段的平面图。
具体实施方式
[0024]现在参照附图，图2示出简化的核反应堆初级系统，其包括大致圆筒形的反应堆 压力容器10，该容器具有封闭核堆芯14的外壳封头12。诸如水的液体反应堆冷却剂由泵 16通过堆芯14泵送到容器10中，在所述堆芯14处热能被吸收并且排放到热交换器18 (通 常称为蒸汽发生器)，在所述热交换器中热被传递至诸如蒸汽驱动涡轮发电机的利用回路 (未示出)。反应堆冷却剂然后回到泵16，完成初级回路。典型地，多个如上所述的回路通 过反应堆冷却剂管道系统20连接至单个反应堆容器10。[0025]图3中更详细地示出示例性的反应堆设计。除了包括多个平行、竖直协同延伸的 燃料组件22的堆芯14以外，为了本说明的目的，其它的容器内部结构可以分成下内部结构 24和上内部结构26。在传统的设计中，下内部结构的功能是支承、对准和导引堆芯部件和 仪器，以及在容器内指引流动。上内部结构约束或提供用于燃料组件22(为了简便，仅示出 两个)的次级约束，并且支承和导引诸如控制棒28的仪器和部件。[0026]在图3中所示的示例性的反应堆中，冷却剂通过一个或多个入口喷嘴30进入容器 10，向下流动通过容器与堆芯筒32之间的环形空间或降液管，在下稳压室34中转过180°， 向上通过下支承板37和下堆芯板36 (燃料组件22位于该下堆芯板36上)，并且通过燃料 组件附近。在某些设计中，下支承板37和下堆芯板36由在与37相同的位置处的单个结构 (下堆芯支承板)替换。流动通过堆芯和围绕区域38的冷却剂流量通常很大，在大约20英 尺每秒的速度下为400，000加仑每分钟的量级。所得到的压降和摩擦力易于使燃料组件升 起，该运动由包括圆形上堆芯板40的上内部结构约束。离开堆芯14的冷却剂沿上堆芯板 的下侧流动并向上通过多个穿孔42。冷却剂然后向上径向地流到一个或多个出口喷嘴44。[0027]上内部结构26可以从容器或者容器头部支承并且包括上支承组件46。载荷主要 通过多个支承柱48在上支承组件46和上堆芯板40之间传递。支承柱在所选择的燃料组 件22和上堆芯板40中的穿孔42上方对准。[0028]可直线运动的控制棒28典型地包括中子毒物棒的多脚架组件52和驱动轴60，所 述中子毒物棒由控制棒导管54导引通过上内部结构26进入已对准的燃料组件22中。导 管固定地结合到上支承组件46并由压配合到上堆芯板40的顶部中的开口销56连接。销 结构使导管组装和更换容易(如果有必要)，并且确保尤其在地震或其它高负荷意外条件下主要由支承柱46而不是导管54承担堆芯负荷。这有助于在会有害地影响控制棒插入能 力的意外条件下阻碍导管变形。[0029]如先前所提及，已经发现，从反应堆堆芯施加在容器上的中子通量导致反应堆容 器的材料变脆。为此，施加在反应堆容器上的最大注量(fluence)由核监视委员会在规章 指南1. 99中限制。为了避免在某些反应堆设计中超过这些限制，图3中所示的中子屏蔽件 58在绕基本轴线圆周地间隔开的位置处围绕堆芯筒放置，在该处注量由于最接近燃料组件 而最大。中子屏蔽件基本上沿着大体等于堆芯内的燃料元件的高度延伸。测定中子屏蔽件 58的厚度以将反应堆容器10上的中子注量减小到由核监视委员会在规章指南1. 99中设定 的限制以下。如可以参见图3，中子屏蔽件限制容器10的壁和堆芯筒32之间的降液管区 域，并且从而对冷却剂流产生限制，其中引入的冷却剂通过该区域被引到堆芯14。本发明通 过设计每个中子屏蔽面板而最小化该限制，所述中子屏蔽面板具有面对堆芯筒的大致的凹 面和面对压力容器内侧壁的大致的凸面，每个面板都在凹面和凸面之间具有可变的厚度。[0030]图4中示出堆芯筒32的剖视图，其示出本发明的中子屏蔽面板58。中子屏蔽面板 58示出处在堆芯筒32的各基本轴线的周边处，并且通过螺栓60固定在中心和每个圆周端 部处。如可以参见图4，中子屏蔽面板58在其中心处最厚并且向侧面渐缩。优选地，中心 的厚度是3英寸(7. 62厘米)，并且面板沿着圆周方向渐缩到大约I英寸(2. 54厘米)。螺 栓60延伸通过中子屏蔽面板中的孔，并且拧紧到堆芯筒32中的相对应的开口中。围绕堆 芯筒32间隔开的吊篮62支承反应堆容器材料的标本，所述反应堆容器材料的标本周期地 从反应堆去除以用于测试来确定容器金属的状态。[0031]图6不出堆芯筒32的正视图，堆芯筒32的一部分被切除以不出中子屏蔽面板58 至堆芯筒壁的连接的侧视图。图6中所示的中子屏蔽面板58由三个分开的矩形段66构成 以减小将段66紧固到堆芯筒32的螺栓60上的应力，所述应力是由于碳钢堆芯筒和不锈钢 中子屏蔽面板段66之间的热膨胀差异所导致。如图6中所示，各面板分段66是竖直方向 上尺寸较长的基本矩形形状的。通常，除了在上面板66上方的上斜边缘64以外，三个面板 66全部具有基本相同的设计。[0032]如可以从图6的右侧上的中子屏蔽面板看到，面板分段66之间的界面具有倾斜的 相对边缘，该相对边缘倒转地匹配相邻的分段66的相对边缘上的倾斜面，并且相对的相邻 边缘彼此间隔开以允许反应堆冷却剂在之间穿过以冷却分段。优选地，各分段66都由不锈 钢构造。[0033]图5示出中子屏蔽面板66和堆芯筒32之间的联接的放大剖视图。在堆芯筒32 和中子屏蔽板58之间插置有垫圈70以在其之间维持空间72，用于通过冷却剂以帮助堆芯 筒和中子屏蔽面板二者的冷却。[0034]图7不出中子面板分段66的侧视图，并且图8不出中子面板66的正视图。从图7 和8中的视图，可以更好地示出先前参照图6标注的斜面顶部部分64和倾斜的下部分68。 另外，在面板66的下侧上设置有圆周的冷却通道74以进一步促进冷却。[0035]如上所述，期望地，三个这样的面板66在堆芯筒32的外侧上被串联地堆叠在围绕 堆芯的四个基本坐标处中的每个处，并且通过螺栓60固定到堆芯筒。但是，应当理解到也 可以采用延伸到燃料棒的高度的单个面板作为替代，只要用于将延伸的面板固定到堆芯筒 的外侧的装置被设计成容许中子屏蔽件58和堆芯筒32材料之间的热膨胀差异就可以。[0036]本发明的一个关键因素是使面板在圆周方向上的厚度变化，以便使最大的径向厚 度是在最高的注量的点处，而在注量水平较低的邻近位置处的厚度较小。该布置允许相对 较小的反应堆容器直径，这减小了设备设计的其它部件上的冲击。另外，借助圆周方向上的 可变的厚度，减小了降液管流动阻塞，以便使反应堆压力容器压降和内部结构振动水平低 于更传统的反应堆设计中使用平均面板厚度的情况。因为面板的厚度在最高注量的位置处 最大，厚度方面的益处在需要的位置获得，并且在注量较低的位置处较小。[0037]虽然已经详细说明本发明的具体实施例，但本领域中的技术人员将应理解，考虑 所公开的全部教导，可对这些细节进行各种修改和替换。因此，所公开的具体实施例仅表示 示例且不限定本发明的范围，本发明的范围将由所附权利要求
的全部范围及其任何和全部 等同方案所给出。
权利要求
1.ー种核反应堆,包括 具有内部侧壁的压カ容器； 堆芯筒，其布置在所述压カ容器内，以周向地包围核堆芯，所述堆芯筒和压カ容器侧壁限定降液管区域；以及 布置在所述降液管区域中的多个周向地间隔开的中子屏蔽面板，每个中子屏蔽面板都具有面对所述堆芯筒的凹面和面对压カ容器侧壁的凸面，每个中子屏蔽面板从中心到侧面在所述凹面和所述凸面之间具有变化的厚度，其中所述中子屏蔽面板的厚度沿着圆周方向变化，并且在中心处最大且向侧面渐缩。
2.根据权利要求
1所述的核反应堆，其中，所述厚度在所述中心处是大约7.62厘米并且在所述侧面上渐缩到大约2. 54厘米。
3.根据权利要求
1所述的核反应堆，其中，所述中子屏蔽面板由不锈钢构造。
4.根据权利要求
1所述的核反应堆，其中，所述中子屏蔽面板的顶部被倒角。
5.根据权利要求
1所述的核反应堆，其中，所述堆芯筒具有沿着竖直方向延伸的中心轴线，并且所述中子屏蔽面板由竖直堆叠的多个单独的分段构造。
6.根据权利要求
5所述的核反应堆，其中，所述分段中每个都是具有两个较长侧边的矩形，所述较长侧边沿着所述竖直方向延伸。
7.根据权利要求
5所述的核反应堆，其中，所述分段中每个都具有大约相同的尺寸。
8.根据权利要求
5所述的核反应堆，其中，所述分段的数量是三个。
9.根据权利要求
5所述的核反应堆，其中，所述分段中每个都被栓接到所述堆芯筒。
10.根据权利要求
5所述的核反应堆，其中，所述中子屏蔽面板的凹面的至少一部分通过隔开件与所述堆芯筒的外径间隔开。
11.根据权利要求
10所述的核反应堆，其中，所述隔开件是垫圏。
12.根据权利要求
5所述的核反应堆，其中，每个中子屏蔽面板分段都具有倾斜的相对边缘，所述倾斜的相对边缘倒转地匹配相邻分段的相对边缘上的斜面，其中，相邻的相对边缘彼此间隔开以允许反应堆冷却剂通过所述相邻的相对边缘之间，从而冷却中子屏蔽面板分段。
13.根据权利要求
1所述的核反应堆，其中，所述中子屏蔽面板在面对所述堆芯筒的凹面中具有促进冷却的槽。
专利摘要
在一种核反应堆中，厚度沿着圆周方向变化的中子面板布置在围绕反应堆堆芯的间隔开的圆周位置处，以便使最大的径向厚度位于最高注量的点处，在注量水平较低的相邻位置处的厚度较小。中子面板布置在堆芯筒和反应堆容器的内部结构之间，以将对容器的辐射暴露维持在可接受的限制范围内。
文档编号G21C7/06GKCN101884072SQ200880119009
公开日2013年3月27日 申请日期2008年11月24日
发明者N·R·辛格尔顿 申请人:西屋电气有限责任公司导出引文BiBTeX, EndNote, RefMan专利引用 (7),