核反应堆封头、包括这种核反应堆封头的核反应堆和维护核反应堆的方法与流程

1.本发明属于核燃料反应堆的领域，核燃料反应堆包括反应堆堆芯、可动的控制杆和控制杆驱动机构，反应堆堆芯容纳在核反应堆容器中，可动的控制杆容纳在核反应堆容器内以在反应堆堆芯的内部和外部移动以调节反应堆堆芯的反应性，控制杆驱动机构位于核反应堆容器的外部并用于移动控制杆。


背景技术：

2.核反应堆包括容纳在核反应堆容器中的反应堆堆芯，核反应堆容器包括容器外壳和封闭容器外壳的顶端的容器上封头(top head)。反应堆堆芯含有裂变材料。在使用中，冷却剂流体流过反应堆堆芯。冷却剂流体具有减缓核反应和从反应堆堆芯带走热量的功能。
3.核反应堆还包括可在反应堆堆芯的内部和外部移动以调节反应堆堆芯的反应性的控制杆。控制杆包含吸收由裂变材料产生的中子的材料。
4.将控制杆插入到反应堆堆芯中会降低反应堆堆芯的反应性，而从反应堆堆芯中取出控制杆会增加反应堆堆芯的反应性。
5.核反应堆包括被配置为用于移动控制杆的控制杆驱动机构。控制杆被聚集成控制杆组件。每个控制杆组件包括刚性附接在一起的多个控制杆。每个控制驱动机构驱动一个相应的控制杆组件。
6.每个控制杆驱动机构都位于反应堆容器的外部，并通过经由贯穿件延伸穿过容器上封头的轴来驱动控制杆组件。
7.每个贯穿件沿着贯穿轴线延伸穿过容器上封头，并且包括固定到容器上封头上的贯穿管，以及在沿着贯穿轴线存在有限的间隙的情况下设置在贯穿管内的热套筒。该有限的间隙允许热套筒沿着贯穿轴线相对于贯穿管运动。
8.热套筒悬挂在贯穿管内。热套筒具有扩大的上端部，该上端部位于用于在轴向上保持热套筒的贯穿管的承载表面上。
9.热套筒的下端在位于核反应堆容器内的贯穿管内伸出。热套筒的下端与控制杆引导管的上端对齐。驱动轴在热套筒内部延伸并延伸到控制杆引导管内。
10.由于热套筒在存在轴向间隙的情况下悬挂在贯穿管内，因此在热套筒与贯穿管之间的接触区域中可能会发生过早磨损。


技术实现要素：

11.本发明的一个目的是更好地控制这种过早磨损现象。
12.为此，提出了一种核反应堆封头，其包括容器上封头、贯穿件，该贯穿件沿着贯穿轴线延伸穿过容器上封头以允许控制杆驱动机构的控制轴穿过容器上封头并到达核反应堆的对应的控制引导管，贯穿件包括延伸穿过容器上封头的贯穿管以及在贯穿管内并与贯穿管同轴地延伸的热套筒，在热套筒和贯穿管之间具有轴向间隙，其中核反应堆封头还包
括间隔件，该间隔件附接到热套筒的下端上，用于与对应的控制杆引导管的上端保持最小间距。
13.设置在热套筒的下端处的间隔件限制了热套筒相对于贯穿管的向下运动，从而避免了热套筒与贯穿管之间的接触区域的磨损。
14.可以与需要通过移除反应堆容器封头来打开核反应堆容器的维护操作同时地在热套筒的下端改装间隔件。
15.在热套筒的下端增加间隔件不是危险的并且对核反应堆的安全性没有影响。容易以低成本制造间隔件。
16.在特定的实施方式中，核反应堆容器封头包括单独地或根据任何技术上可行的组合考虑的以下特征中的一个或多个：
[0017]-热套筒包括向下发散的下端部，间隔件附接到该下端部的下边缘上；
[0018]-热套筒的下端部是截头圆锥形的；
[0019]-间隔件具有用于在间隔件与控制杆引导管接触时允许流体径向流动的开口；
[0020]-间隔件具有网格状结构；
[0021]-间隔件包括支腿，该支腿具有下端以及附接到热套筒的下端上的上端，支腿在它们之间限定开口，这些开口相对于贯穿轴线在支腿之间在周向上延伸；
[0022]-间隔件包括与热套筒的下端轴向间隔开的座圈和将座圈连接至热套筒的下端的支腿，这些支腿间隔开并沿周向分布；
[0023]-间隔件通过紧固件和/或通过焊接附接到热套筒上；
[0024]-间隔件经由一个或多个固定元件附接到热套筒上，每个固定元件是铆钉或带螺纹的元件。
[0025]
本发明还提供一种包括反应堆容器的核反应堆，该反应堆容器包括容器外壳和如上定义的核反应堆封头，该核反应堆封头的容器上封头封闭容器外壳的上部开口，控制杆引导管位于反应堆容器内部，在控制杆引导管内部引导控制杆组件，控制杆驱动机构位于反应堆容器外部，包括控制轴，该控制轴延伸穿过贯穿件并与控制杆组件连接，以控制控制杆组件在控制杆引导管内的运动。
[0026]
本发明还提供一种维护核反应堆的方法，核反应堆包括反应堆容器，该反应堆容器包括容器外壳和核反应堆封头，该核反应堆封头包括：封闭容器外壳的上部开口的容器上封头；贯穿件，该贯穿件沿着贯穿轴线延伸穿过容器上封头，以允许控制杆驱动机构的控制轴穿过容器上封头并到达反应堆的对应的控制杆引导管，贯穿件包括延伸穿过容器上封头的贯穿管以及在贯穿管内并与贯穿管同轴地设置的热套筒，热套筒相对于贯穿管具有轴向间隙，维护方法包括：将间隔件附接到热套筒的下端上以与对应的控制杆引导管的上端保持最小间距。
附图说明
[0027]
通过阅读以下仅作为非限制性例子给出并参照附图进行的描述，可以更好地理解本发明及其优点，在附图中：
[0028]-图1是核反应堆的剖视图，
[0029]-图2是图1的核反应堆的核反应堆封头的贯穿件的剖视图，
[0030]-图3是图2的贯穿件的热套筒的下端部的剖视图，进一步示出了控制杆引导管的上部，
[0031]-图4是配备有间隔件的热套筒的下端部的立体组装图，并且
[0032]-图5是组装前的下端部和间隔件的立体分解组装图。
具体实施方式
[0033]
图1的核反应堆2包括容纳反应堆堆芯6的核反应堆容器4。
[0034]
核反应堆容器4具有基本竖直的中心轴线a。在下文中，术语“竖直”、“水平”、“上”、“下”、“底”和“顶”与反应堆容器的竖直中心轴线有关。
[0035]
核反应堆容器4包括沿着中心轴线a延伸的大致圆柱形的容器外壳8和封闭容器外壳8的底端的容器下封头10。容器外壳8在其顶端具有开口。
[0036]
核反应堆容器4包括核反应堆封头12，其包括封闭容器外壳8的顶端的容器上封头14。容器上封头14是可移除的并且通过螺钉16附接到容器外壳8上。
[0037]
反应堆堆芯6包括裂变材料。反应堆堆芯6由并排布置在核反应堆容器4内部的多个核燃料组件18构成。每个核燃料组件18通常包括由附件(armature)支撑成间隔关系的燃料棒的棒束，其中每个燃料棒含有裂变材料。
[0038]
核反应堆容器4具有冷却剂流体入口20、冷却剂流出口22和围绕反应堆堆芯6的内部套筒24。在使用中，进入冷却剂流体入口20的冷却剂流体在内部套筒24外部向下流动，在底端处进入内部套筒24，然后在内部套筒24内竖直向上流过反应堆堆芯6，然后通过冷却剂流出口22离开核反应堆容器。
[0039]
核反应堆2包括控制杆26，控制杆26可在反应堆堆芯的内部和外部移动以调节反应堆堆芯6的反应性。控制杆26包含中子吸收材料。
[0040]
将控制杆26插入到反应堆堆芯6中会降低反应堆堆芯6的反应性，而从反应堆堆芯6中取出控制杆26会增加反应堆堆芯6的反应性。
[0041]
控制杆组合成控制杆组件28。每个控制杆组件28包括一束控制杆26。
[0042]
核反应堆2包括控制杆引导管30。每个控制杆引导管30在核反应堆容器4内部位于反应堆堆芯6上方，并接收在控制杆引导管30内竖直滑动的相应的控制杆组件28。
[0043]
每个控制杆引导管30为对应的控制杆组件28提供引导，以确保每个控制杆26保持与在反应堆堆芯6中提供的对应的空间对准。
[0044]
核反应堆包括控制杆驱动机构32，其被构造为移动控制杆26，特别是移动控制杆组件28。每个控制驱动机构32与一个相应的控制杆组件28相关联。
[0045]
每个控制杆驱动机构32位于反应堆容器4外部并且通过延伸穿过容器上封头14的驱动轴34(图2)驱动相应的控制杆组件28。每个驱动轴34穿过容器上封头14将相应的控制杆驱动机构32连接至相应的控制杆组件28。
[0046]
核反应堆封头12包括延伸穿过容器上封头14的贯穿件36。每个贯穿件36具有接收相应的驱动轴34的构造。每个驱动轴34可滑动地接收在对应的贯穿件36内。
[0047]
每个贯穿件36沿着贯穿轴线b延伸穿过容器上封头14，并且包括固定地附接到容器上封头14上的贯穿管38以及接收在贯穿管38内的热套筒40。
[0048]
每个热套筒40在沿着贯穿轴线b存在有限的间隙的情况下接收对应的贯穿管38。
该有限的间隙允许热套筒沿着贯穿轴线相对于贯穿管运动。
[0049]
每个热套筒40通过热套筒40的上端部42悬挂在对应的贯穿管38内。热套筒40具有扩大的上端部42，该上端部42位于用于轴向地保持热套筒40的贯穿管38的座面44上。
[0050]
贯穿管38包括扩大的上端部46。热套筒40的上端部42被接收在贯穿管38的扩大的上端部46内。贯穿管38的座面44位于扩大的上端部46内。
[0051]
热套筒40的下端从核反应堆容器4内的贯穿管38伸出。用于每个贯穿件36的热套筒40的下端与对应的控制杆引导管30的上端对齐。驱动轴34在热套筒40内部延伸以及延伸到控制杆引导管30中。
[0052]
如图3所示，控制杆引导管30的上端48由盖板50封闭，盖板50设有用于驱动轴34通过的开口52。开口52与贯穿轴线b对准。
[0053]
热套筒40沿着贯穿轴线b依次具有上端部42、中间部52和下端部54。中间部52在上端部42与下端部54之间延伸。
[0054]
热套筒40的下端部52向下发散。热套筒40的下端部52是截头圆锥形的。热套筒40的下端部52为圆形横截面，其直径朝向热套筒40的下端逐渐增大。
[0055]
中间部52是沿着贯穿轴线b具有恒定横截面的圆柱形。中间部52具有圆形横截面。
[0056]
在一个例子中，中间部52由热套筒管56构成，下端部54由通过焊接或通过螺纹连接附接到热套筒管上的截头椎体58构成。
[0057]
热套筒40设有附接在热套筒40的下端处的间隔件60。间隔件60被构造为至少在位于用于贯穿管38的座面44的界面处的热套筒40发生预定磨损之后，在热套筒40的下端与对应的控制杆引导管30之间保持轴向间距。
[0058]
间隔件60被构造为在热套筒42的上端部与贯穿管38的座面44之间发生预定量的磨损之后与控制杆引导管30接触。
[0059]
间隔件60被构造为用于允许冷却剂流体在热套筒40的下端与对应的控制杆引导管30之间相对于贯穿轴线b径向流动。
[0060]
间隔件60具有开口框架。
[0061]
间隔件60包括围绕贯穿轴线b沿周向分布的开口62，用于允许冷却剂流体相对于贯穿轴线b径向地流过间隔件60。
[0062]
间隔件60包括附接到热套筒40的下端上的间隔支腿64，该间隔支腿64从热套筒64的下端向下延伸以在装配(wearing in)之后抵靠在控制杆引导管上。
[0063]
在一个示例性实施方式中，间隔件60包括沿着贯穿轴线b与热套筒38的下端间隔开的座圈66，该座圈66在装配之后被构造到对应的控制杆引导管30上。
[0064]
如图3和图4所示，间隔件包括座圈66，该座圈66经由从热套筒40的下端向下延伸的多个间隔支腿64附接到热套筒40的下端上。
[0065]
间隔支腿64沿周向分布。流动开口62在轴向上界定在热套筒40的下端与座圈66之间并且在周向上界定在间隔支腿64之间。
[0066]
多个流动开口62沿周向分布。每个流动开口62在周向上界定在两个相邻的支腿64之间并且在轴向上界定在热套筒40的下端与座圈66之间。
[0067]
流动开口62允许冷却剂流体在正常操作期间进入或离开控制杆引导管30。当控制杆26在核反应堆2的紧急停止时掉落时，控制杆26下降并且热套筒上升，从而允许冷却剂流
体向上流入控制杆驱动机构。
[0068]
间隔件60最初与热套筒40是分离的，之后附接到热套筒40上。
[0069]
间隔件60通过诸如铆钉和/或螺钉的紧固件、特别是诸如螺钉的螺纹紧固件而附接到热套筒40上。替代地或可选地，间隔件60通过焊接而附接到热套筒40上。
[0070]
一种维护核反应堆2的方法应用于核反应堆2，其中至少一个热套筒40、特别是每个热套筒40没有配备附接到热套筒40的下端上的间隔件60。
[0071]
该维护方法是在核反应堆2的停止期间实施的。该维护方法包括从容器外壳8上移除容器上封头14并将间隔件60附接到热套筒40的下端上。
[0072]
由于本发明，可以避免可能需要更换热套筒40的热套筒上端的过早磨损。在热套筒40的下端处附接间隔件60可以在正常维护操作期间来执行，并且比更换热套筒40容易得多。