支撑核燃料组件的制作方法_2

支撑件与反射体组件的各个实施方案可以不包括以下特征，包括以下特征中的一个、一些或全部。举例来说，多个燃料组件可以横向地(例如在核反应堆堆芯内径向地)以及轴向地得到支撑，以例如在运行和/或地震事件期间抵抗移动。作为另一实例，将高速中子反射回到堆芯中的反射体可以由氧化铝构成，由此例如与市电核反应堆中典型的石墨或不锈钢反射体相比，提供更可行的并且更有成本效益的组件。作为另一实例，所述组件可以包括氧化铝的厚反射体(例如大约4〃-6〃之间或者甚至高达20"的更大厚度)，以便相对于不锈钢的薄反射体(例如，1/4"与11/4"之间)提高中子效率。作为另一实例，所述组件可以有利于初级冷却剂的下向流布置(例如，从反应堆容器的顶端到堆芯附近的底端)以冷却反射体，而非带有旁路的上向流(upflow)布置。在一些方面，这种布置可以例如通过去掉旁路而提供对初级冷却剂循环的更小的流动阻力，同时仍然能将反射体冷却到适当温度。作为又一实例，所述组件可经配置以在初级冷却剂循环通过反应堆容器时使初级冷却剂通过反应堆容器时的流动阻力最小化。作为又一实例，下向流布置可以减少例如反射体的制造成本，因为不需要建造上向流通道。
[0031 ] 在附图及以下描述中阐述本说明书中描述的主题的一个或多个实施方案的细节。所述主题的其它特征、方面和优点将从所述描述、图式和权利要求书变得明显。
【附图说明】
[0032]图1是说明核反应堆系统的框图；
[0033]图2A-2B是分别展示核反应堆系统的一部分中的循环路径的侧视图和俯视图的示意图；
[0034]图3A-3C分别说明包含反射体和堆芯支撑结构的核反应堆系统的一部分的实例实施方案的侧视图、俯视图和等距视图；以及
[0035]图4A-4C分别说明包含反射体和堆芯支撑结构的核反应堆系统的一部分的另一个实例实施方案的侧视图、俯视图和等距视图。
【具体实施方式】
[0036]图1是说明核反应堆系统100 (例如核反应堆)的框图，其包括堆芯支撑结构25和中子反射体15。在一些方面，核反应堆系统100是市电压水反应堆，其利用初级冷却剂的自然循环来冷却核芯，并且通过一个或多个热交换器将堆芯发出的热量传递到次级冷却剂。次级冷却剂(例如水)一旦加热(例如加热成蒸汽、过热蒸汽或其它形态)，就能够驱动发电设备，例如汽轮机或其它设备，然后次级冷却剂冷凝并返回到所述一个或多个热交换器。
[0037]关于核反应堆系统100，反应堆堆芯20位于圆柱形或胶囊形反应堆容器70的底部部分。反应堆堆芯20包括一定量的核燃料组件，或者燃料棒(例如裂变材料，其配合控制棒能产生有控制的核反应)，并且任选地包括一个或多个控制棒(未图示)。如上所述，在一些实施方案中，核反应堆系统100设计成具有被动运行系统(例如，未设有用于初级冷却剂的循环栗)，这种系统利用物理学定律来确保核反应堆100在正常运行期间维持安全运行，或者甚至在紧急状况下至少在预定义的一段时间中没有操作人员干预或监督也能实现安全运行。圆柱形或胶囊形密闭容器10包围反应堆容器70并且部分或完全地浸没在反应堆池中，例如在反应堆舱(reactor bay) 5内的水线90 (可以在舱5的顶表面35处或就在其下方)下方。反应堆容器70和密闭容器10之间的体积可以部分或完全地抽空以减少从反应堆容器70到反应堆池的热传递。然而，在其它实施方案中，反应堆容器70和密闭容器10之间的体积可以至少部分用气体和/或液体填充，所述气体和/或液体增加所述反应堆和密闭容器之间的热传递。
[0038]在所说明的实施方案中，反应堆堆芯20浸没在液体(例如水)内，所述液体可以包含硼或其它添加剂，所述液体在与反应堆堆芯的表面接触之后上升到通道30中。加热后的冷却剂的向上运动通过通道30 (例如上升管30)内的箭头40 (例如初级冷却剂40)表示。冷却剂经过热交换器50和60的顶部且由于密度差而沿着反应堆容器70的内壁朝下流动，因此允许冷却剂将热量给予热交换器50和60。在到达反应堆容器70的底部部分之后，与反应堆堆芯20的接触使得冷却剂受到加热，所述冷却剂再次通过通道30上升。虽然图1中热交换器50和60示出为两个不同的元件，但是热交换器50和60可以代表环绕通道30的至少一部分的任何数目的螺旋(或其它形状)盘管。
[0039]核反应堆模块的正常运行以其中加热后的冷却剂通过通道30上升且与热交换器50和60接触的方式进行。在接触热交换器50和60之后，冷却剂以引起热虹吸过程的方式朝向反应堆容器70的底部下落。在图1的实例中，在反应堆容器70内的冷却剂保持处于大气压之上的压力，因此允许所述冷却剂维持高温而不蒸发(例如，沸腾)。
[0040]当热交换器50和60内的冷却剂温度增加时，冷却剂可能开始沸腾。当热交换器50和60内的冷却剂开始沸腾时，蒸发后的冷却剂(例如蒸汽)可以用于驱动一个或多个涡轮机，这些涡轮机将蒸汽的热势能转换成电能。在冷凝之后，冷却剂返回到靠近热交换器50和60的底座的位置。
[0041]所说明的堆芯支撑结构25向堆芯20中的燃料组件提供轴向支撑(例如在顶端和/或底端)。在高水平处，堆芯支撑结构25通过分别邻近于堆芯组件的顶端和低端安装的上板和下板竖直地限制堆芯20中的燃料组件。用包围堆芯20的支撑结构25的实心或半实心壁，可以实现燃料组件的横向限制。支撑结构25总体上在正常运行期间以及紧急事件(例如地震事件)期间都能限制堆芯20中的燃料组件。
[0042]在所说明的实施方案中，并且如下文更完整地论述，反射体15与反应堆容器70之间的降液管区域(downcomer reg1n)为在上升管30与反应堆容器70之间的环形间隙中流动的初级冷却剂40提供了一条流体路径，初级冷却剂40是来自容器70的顶端(例如，在经过热交换器50、60之后)和容器70的底端(例如，在堆芯20下方)。所述流体路径将还有待通过堆芯20再循环的初级冷却剂40引导成与反射体15的至少一个表面对流接触，以便冷却反射体15。
[0043]反射体15和堆芯支撑结构25 —起可以提供下面的功能。举例来说，这些部件中的一个或两个可以提供燃料组件、控制棒组件和堆芯内器械的结构支撑和取向。此外，在包含初级冷却剂40和堆芯20中的核分裂产生的辐射的所说明的环境中，这些部件中的一个或两个可以设计成支持至少60年的使用寿命。此外，一个或两个部件可以配置成形成封闭自然循环回路，同时使使用被动循环系统(例如，没有用于初级冷却剂40的栗)运行的核反应堆系统100中的流动阻力最小化。一个或两个部件还可提供中子反射能力(例如，反射回到堆芯20中)以及反应堆容器70和密闭容器10的中子和伽马屏蔽。
[0044]反射体材料可能会影响到中子反射回到堆芯20的情况并且因而影响到中子效率(例如这是运行反应堆的临界条件的衡量标准，其中I表示稳定，>1表示功率增加，〈I表示功率减少)。举例来说，在压水反应堆中，分裂产生的中子平均有2.9% -9%可能从堆芯泄漏出来。中子泄漏可能会直接影响所需的燃料浓化度和燃料的有效燃烧寿命，这可能影响运行成本。在一些方面，反射体15具有低吸收横截面和高散射横截面，由此增加高速中子反射回到堆芯20中的情况，并且能量变化极少，从而允许中子在堆芯20的有燃料供应的区域中热化。
[0045]在所说明的实施方案的一些方面中，反射体15可以由氧化铝制成。氧化铝(Al2O3)是天然产生的矿物质和铝氧化的产物。氧化铝在2050°C下在空气中熔化，并且对热冲击有良好的抵抗性；其它属性包含3.95g/cc的密度、500°C温度下的8.50x10 6的热膨胀系数(CTE) ο氧化铝晶体还容易使用，而且不溶于水并且没有毒性。在所说明的实施方案中，具有由氧化铝制成的反射体15的堆芯在大约0.5"厚度下具有1.0的krff (例如具有规定量的硼浓度)，其增加到大约5"厚度下的大约1.022的krff (例如具有规定量的硼)。由于核反应堆100的稳定运