抗压核燃料组件支承格架的制作方法

本发明大体上涉及核反应堆燃料组件，尤其是涉及采用坚固定位格架的核燃料组件。

背景技术：

压水冷却的核反应堆发电系统的一次侧包括闭合回路，其与用于生产有用能量的二次回路隔离并且处于热交换关系。一次侧包括:包封堆内构件的反应堆容器，堆内构件支承着包含裂变材料的多个燃料组件；在热交换蒸汽发生器内的一次回路；稳压器的内部容积；用于循环加压水的泵和管道；其中，管道将蒸汽发生器和泵各自独立地连接至反应堆容器。包括蒸汽发生器、泵和连接至反应堆容器的管道系统在内的一次侧各部分形成了一次侧回路。

为了例示，图1示出了简化的核反应堆一次系统，包括大体圆筒形的反应堆压力容器10，其具有包封堆芯14的封头12。液体反应堆冷却剂(例如水)由泵16泵入容器10中，流过堆芯14(在该堆芯处热能被吸收)，并且排出至一般称为蒸汽发生器的热交换器18，在热交换器中，热转移至效用回路(未示出)，例如蒸汽驱动的涡轮发电机。反应堆冷却剂然后返回至泵16，从而完成了一次回路。一般地，多个上述回路通过反应堆冷却剂管道20连接至单个反应堆容器10。

图2中更详细地示出了示例性反应堆设计。除了由多个平行的、竖直的、等同延伸的燃料组件22组成的堆芯14以外，为了说明，其它的容器内构件可分成下部内部构件24和上部内部构件26。在常规设计中，下部内部构件的功能是支承、对准和引导堆芯构件和仪表以及引导冷却剂流入容器。上部内部构件束缚燃料组件22或者为燃料组件22提供二次束缚(为简单起见，图2中仅示出了两个燃料组件)，并且支承和引导仪表和构件，例如控制棒28。在图2中所示的示例性反应堆中，冷却剂通过一个或多个入口喷嘴30进入反应堆容器10中，向下流过容器和堆芯吊篮32之间的环状空间，在下部腔室34中转向180°，向上穿过下部支承板37和座放燃料组件的下部堆芯板36，并且围绕燃料组件流过。在某些设计中，下部支承板37和下部堆芯板36由单个构件替代，下部堆芯支承板具有与37相同的高度。流过堆芯和周围区域38的冷却剂一般以大致20英尺/秒的速度高达约400,000加仑/分的流量。产生的压降和摩擦力倾向于使燃料组件上升，该移动被包括圆形上部堆芯板40在内的上部内部构件限制。离开堆芯14的冷却剂沿着上部堆芯板40底侧流动，并且向上穿过多个穿孔42。冷却剂然后向上并径向向外流至一个或多个出口喷嘴44。

上部内部构件26可由容器或者容器封头支承，并且包括上部支承组件46。载荷主要通过多个支承柱48在上部支承组件46和上部堆芯板40之间传递。各支承柱分别在选定的燃料组件22和上部堆芯板40中的穿孔42上方对准。

可直线移动的控制棒28一般包括驱动轴50和中子毒物棒的星形架组件52，控制棒28被控制棒导向管54引导穿过上部内部构件26并且引导到对准的燃料组件22中。控制棒导向管通过上部支承组件46和上部堆芯板40的顶部而固定地联接。支承柱48的配置有助于迟滞在事故状况下导向管的变形，导向管变形会有害地影响控制棒的插入能力。

图3是燃料组件的以竖直缩短形式表示的立面图，燃料组件总体由附图标记22表示。燃料组件22是用于压水反应堆的类型并且具有结构骨架，结构骨架下端包括底部喷嘴58。底部喷嘴58将燃料组件22在核反应堆堆芯区中支承于下部堆芯板36上。除了底部喷嘴58以外，燃料组件22的结构骨架还包括上端处的顶部喷嘴62和与上部内部构件中的导向管54对准的多个导向管或者套管84。导向管或者套管84在底部喷嘴58和顶部喷嘴62之间纵向地延伸，并且在两端部处刚性地附连到底部喷嘴58和顶部喷嘴62上。

燃料组件22还包括：多个横向格架64，它们沿着导向套管84轴向地间隔开并且安装到导向套管84上；以及一系列有序编排的细长燃料棒66，它们横向地间隔开并且由格架64支撑。图4示出了在没有导向套管84和燃料棒66的情况下格架64的俯视图。导向套管84穿过标为96的单元格，并且燃料棒占据单元格94。如图4所示，格架64通常是由一系列相互正交的条带86和88形成的，条带交织成蛋格式图案，四个条带的相邻界面限定出大致正方形的支承单元格，燃料棒66穿过单元格以横向相互分开的关系支承在单元格94中。在许多设计方案中，在构成支承单元格94的条带的两侧壁中冲压出弹簧90和凹窝92。弹簧和凹窝径向地延伸到支承单元格中，并且把燃料棒66卡在它们之间；在燃料棒包壳上施加压力以将燃料棒保持就位。正交的一系列条带86和88在每个条带端部处焊接至包边条带98，从而完整形成格架结构64。此外，如图3中所示，燃料组件22具有位于中心处的测量管68，测量管在底部喷嘴58和顶部喷嘴62之间延伸并且被卡固。利用这样的部件配置，燃料组件22形成了一体单元，能在不损伤组件的构成部件的情况下方便搬运。

如上所述，燃料组件22中布置成阵列的燃料棒66由沿着燃料组件长度间隔开的各格架64保持成处于相互间隔开的关系。每一个燃料棒66包括多个核燃料芯块70，并且两端处由上部端塞72和下部端塞74封闭。芯块70由设置在上部端塞72和堆垛芯块顶部之间的压紧弹簧76保持成堆垛。由裂变材料组成的燃料芯块70负责用于产生反应堆的无功功率。包围着芯块的包壳用作防止裂变副产物进入冷却剂并进一步污染反应堆系统的屏障。

为了控制裂变过程，多个控制棒78可在位于燃料组件22中预定位置处的导向套管84中往复移动。导向套管的位置可具体地参见图4中附图标记96所示，但中心位置是由测量管68占据。具体地，定位在顶部喷嘴62上方的棒束控制机构80支承多个控制棒78。棒束控制机构具有带内螺纹的圆筒形毂构件82，多个径向延伸的锚爪或者臂52形成了先前针对图2时提到的星形架。每个臂52互连至控制棒78，以使得控制棒机构80能够操作而在联接至控制棒毂80的控制棒驱动轴50的动力下使控制棒在导向套管84中竖直地移动，从而控制燃料组件22中的裂变过程，这都是众所周知的。

如上所述，燃料组件会受到液压力，该液压力超过燃料棒的重量从而在燃料棒和燃料组件上施加相当大的力。此外，多个格架的条带上表面上的搅动叶片(其用于促进从燃料棒包壳至冷却剂的传热)会在堆芯中的冷却剂中导致显著湍流。冷却剂的显著流速和湍流对格架条带施加了很大的力。此外，格架条带必须经得起在运输和装卸期间或者因所有假想事故(例如地震和冷却剂丧失事故)期间所引起的外部载荷。近来，对核电站地震事件的担忧已经受到了更多关注，从而导致对燃料组件必须满足的地震防范要求越来越严格。一般通过增加条带高度或条带厚度或者通过添加额外焊接来增强燃料组件格架。然而，这些设计改进均会导致跨燃料组件的冷却剂压降增大以及制造过程的成本增加。此外，对格架添加额外金属会增大格架的中子俘获横截面，这降低了用来产生有用功所用热量的堆芯内核过程的效率。

因此，希望有新的燃料组件格架设计，能够在不显著增加制造成本或者跨格架的压降或者降低堆芯内核反应效率的情况下增大格架的抗压强度。

技术实现要素：

上述及其它目的通过一种核燃料组件来实现，其具有一系列平行的细长燃料元件和用于沿着纵向尺寸支承细长燃料元件的支承格架。支承格架具有限定出多个单元格的格栅结构，通过一些单元格分别支承各燃料元件。其它的单元格分别支承用于控制棒的导向管，每一个单元格具有多个壁，这些壁在拐角处相交并且围绕着在支承位置处的相应燃料元件或者导向管。支承着燃料元件的每一个壁具有多个凹窝和/或弹簧，并且支承着燃料元件的壁被压出形成交错图案的多个浮凸几何形状，除了与燃料棒交界的凹窝和弹簧的接触表面之外，图案基本上覆盖壁的整个面积。在一个优选实施例中，几何形状为大致圆形的横截面。几何形状具有壁厚、壁间距(即，几何形状上对应点之间的距离)、高度和直径，高度与壁厚之比为大于等于四分之一且小于等于四；直径与壁间距之比大于等于八分之一且小于等于一。

在另一实施例中，几何形状为大致六边形横截面。几何形状具有高度和宽度，高度与宽度之比大于等于四分之一且小于等于四；宽度与壁间距之比大于等于八分之一且小于等于一。

在第三实施例中，几何形状为带圆角的大致矩形横截面。几何形状具有高度、宽度和长度，高度与壁厚之比大于等于四分之一且小于等于四；宽度与长度之比大于等于十分之一且小于等于一；长度与壁间距之比大于等于八分之一且小于等于一。对于所有的实施例，几何形状可在壁的两侧上延伸，或者相邻的几何形状可在壁的同一侧上延伸。

附图说明

结合附图阅读取以下对优选实施例的说明可获得对本发明的进一步了解，其中：

图1是适用本发明的核反应堆系统的简化示意图；

图2是适用本发明的核反应堆容器和内部构件的局部剖视立面图；

图3是以竖直缩短形式示出的燃料组件局部剖视立面图，为了清晰起见省略了一些部件；

图4是蛋格式支承格架的俯视图；

图5是具有本发明浮凸图案一个实施例的燃料元件支承单元格一个壁的前视图；

图6是图5中所示燃料支承单元格壁的透视图；

图7是图6中所示燃料单元格支承壁的仰视图；

图8是图5-7中所示浮凸壁图案的示意性前视图；

图9是图8中所示几何浮凸图案的侧向剖面图；

图10是本发明几何浮凸图案第二实施例的示意性前视图；和

图11是本发明浮凸几何图案的第三实施例。

具体实施方式

本发明提供了一种新式核反应堆燃料组件，尤其是一种改进的核燃料组件定位格架。该改进的格架大体上是由大致正方形(或者六边形)单元格的矩阵形成的，一些单元格94支承燃料棒，而其它的单元格96连接至导向套管和中心测量管。图4中所示俯视图看起来非常像现有技术的格架，因为从该视图中不易看出包括有后述实施例特征的各个格架条带86和88的轮廓，但是从图5-11中所示视图中可很好地了解。该实施例的格架是由两组相互正交定位的平行间隔开的条带86和88形成的，这两组条带以传统方式交织并且由外部条带98围绕，以形成格架64的结构组成。虽然该实施例中示出了构成基本上正方形燃料棒支承单元格的正交条带86和88，但是应理解本发明也可以同样地适用于其它格架构型(例如六边形格架)。正交的条带86和88以及在外排情况下外部条带98在每四个相邻条带的相交处限定出围绕核燃料棒66的支承单元格94。在四个相邻条带相交处之间每一个条带沿着条带长向尺寸的长度形成了燃料棒支承单元格94的壁100。

正如前面提到的那样，在各种功能之中提到的一种是，定位格架提供了对燃料组件的侧向支承，以确保在任何正常状况或者事故状况下都不阻碍控制棒的插入。然而，假想的事故载荷总是会在结构格架上局部强烈。此载荷在一定情况下会超过格架抗压强度，这需要重新评估承载条件、或者冷却剂几何分析和控制棒插入分析、或者甚至重新设计定位格架。本发明给支承燃料棒的单元格的壁增加了三维浮凸几何结构。图5-7中示出了支承单元格100的单个壁上示出的浮凸几何结构的一个实施例。虽然示出了具有浮凸几何结构的燃料元件支承单元格的一个壁，但是应当理解，该浮凸几何结构可在每个燃料元件支承单元格的两个以上的壁上延伸。该实施例中的浮凸几何结构是由以交错方式彼此偏移的排104和交替排106形成的，以使得交替排106嵌套在相邻排104的几何形状102之间。优选地，几何形状102不冲压到凹窝92或者弹簧90的接触表面中，以避免燃料棒的磨损。

图8和图9是图5-7中所示单元格壁的示意图，示出了几何图案的高度h和直径d，该几何图案可沿一个方向或者沿交错方向冲压到格架条带壁中。计算结果表明，几何形状102的高度h和直径d的最佳范围是在高度与壁厚之比为大于等于四分之一且小于等于四以及直径与壁间距之比大于等于八分之一且小于等于一之间。

图10示出了采用六边形几何形状的第二实施例，并且图11示出了包括带圆角的大致矩形几何形状的第三实施例。在各个实施例中用相同的附图标记表示相应的特征。对于例如图11中所示的圆角矩形交错图案来说，宽度w和长度l的最佳范围是在宽度与长度之比大于等于十分之一且小于等于一以及长度与壁间距之比大于等于八分之一且小于等于一之间。预期的是：与圆形几何结构相比，六边形和圆角矩形交错图案提供了更高的机械性能。

如前面提到的，三维浮凸几何结构沿一个方向或者沿交替方向仅形成在条带的平表面上。燃料棒支承部(即，弹簧和凹窝)优选地形成有光滑表面，以将磨损减到最小。

因此，本发明提供了改进的格架强度，制造成本的增加控制在最小限度，并且本发明选择性地使条带厚度略微减小，这有助于减小跨格架的压降。

虽然已经详细描述了本发明的具体实施例，但是本领域技术人员应理解，可以根据本发明的全部教导而开发出对细节的各种改型和替代方案。因此，所公开的具体实施例仅为示例，而非对本发明的范围限制，本发明范围将由所附权利要求以及任意及所有等同物涵盖。