[发明专利]用于核部件的带屏蔽迁移的方法和装置

说明书

技术领域

本发明总体涉及一种核反应堆系统，并具体地涉及用于更换核反应堆燃料的方法和装置。

背景技术

压水反应堆具有安装在立式反应堆容器中的大量细长形的燃料组件。加压冷却剂循环穿过该燃料组件以吸收由容置于该燃料组件中的可裂变物质内的核反应所产生的热量。被加压水冷却的这样的核反应堆动力产生系统的一次侧包括封闭回路，该封闭回路与用于产生有用能量的二次回路隔离并存在换热关系。一次侧包括封闭堆芯的反应堆容器以及用于循环加压水的增压器、泵和管道；管道独立地将每一个蒸汽发生器和泵与反应堆容器连接。在那种类型的常规核电厂中，一次侧的每一个部分包括蒸汽发生器、泵以及与反应堆容器连接形成一次侧环路的管道系统。

为了图示的目的，图1示出了简化的常规核反应堆一次系统，包括大体上圆柱形的压力容器10，该压力容器具有包围核堆芯14的闭合顶盖12。例如水或者含硼水的液体冷却剂借助泵16泵送至容器10中，穿过堆芯14并被排放至换热器18(通常指的是蒸汽发生器)，在堆芯处热能被吸收，在换热器中热量被传递至应用回路(未示出)，例如蒸汽驱动式涡轮发电机。该反应堆冷却剂接着返回至泵16，完成一次环路。通常，多个上述的环路借助反应堆冷却剂管道20连接至单一反应堆容器10上。

在图2中更详细地示出了一种示例性常规反应堆设计。除包括有多个平行的、共同竖直延伸的燃料组件22的堆芯14以外，为了说明的目的，其他的容器内部结构可被分成下部内部构件24和上部内部构件26。在常规的设计中，下部内部构件起到支撑、排列和引导堆芯部件和仪表设备的作用，以及在容器内引导流动的作用。上部内部构件约束燃料组件22或者提供了用于燃料组件22的二次约束(仅有两个在图2中简单示出)、支撑和引导仪表设备和例如控制棒28的部件。在图2所示的示例性反应堆中，冷却剂穿过一个或更多个入口接管30进入反应堆容器，向下流过反应堆容器和堆芯吊篮32之间的环形空间，并在下部腔室34中反转180°，向上经过下部支撑板37和燃料组件置于其上的下部芯板36，穿过燃料组件22并围绕燃料组件22。在一些设计中，下部支撑板37和下部芯板36由高度与37相同的下部堆芯支撑板的单一结构所代替。通过堆芯和周围区域38的冷却剂流量在每秒约20英尺的速度通常为大约每分钟400000加仑。所产生的压降和摩擦力趋于导致燃料组件升高，该燃料组件的移动通过包括圆形的上部芯板40的上部内部构件所限制。流出堆芯14的冷却剂沿着上部芯板的下侧流动并向上穿过多个穿孔42流动。该冷却剂接着向上径向地流到一个或更多个出口接管44。

上部内部构件26可被容器或容器顶盖支撑并包括上部支撑组件46。载荷主要在上部支撑组件46和上部芯板40之间借助多个支撑柱48传递。每个支撑柱在所选择的燃料组件22和在上部芯板40中的穿孔42上方排列。

通常包括驱动轴或驱动棒50和中子毒物棒的连接柄组件52在内的直线可动的控制棒28被引导穿过上部内部构件26，并借助控制棒引导管54进入到所对齐的燃料组件22中。该引导管固定地连接至上部支撑组件46和上部芯板40的顶部。支撑柱48的布置有助于在发生事故情况下延缓引导管的变形，该变形对于控制棒的插入能力产生不利的影响。

为了控制裂变过程，许多控制棒28可在燃料组件22中的位于预定位置的引导套管内往复地移动。具体地，定位在燃料组件的顶部接管上方的控制棒机构支撑多个控制棒。该控制棒机构(也称之为棒束控制组件)具有内部带螺纹的筒形毂构件，其带有多个径向延伸的锚爪或臂以形成之前关于图2所述的连接柄52。以众所周知的方式，每个臂与控制棒28互连，以使得控制棒组件机构72可操作而在燃料组件内的引导套管内竖直地移动控制棒28，从而在与控制棒机构毂所联接的控制棒驱动轴50的原动力下控制燃料组件22中的裂变过程。

上部内部构件26还具有多个堆芯仪表，堆芯仪表延伸穿过支撑柱48内的轴向通道并进入通常在中心布置在燃料组件内部的仪表套管内。堆芯仪表通常包括用于测量冷却剂堆芯出口温度的热电偶和用于监控堆芯内的中子活动的轴向和径向分布的轴向设置的中子检测器。