[其他]核反应堆压力容器的中子屏蔽板布置

说明书

本发明论及到核反应堆的中子屏蔽布置，并且比较具体地论述了一种布置，它应用中子屏蔽板来保护核反应堆容器的选定区域免受核反应堆堆芯发出的高能中子的撞击。

在压水核反应堆和沸水核反应堆中，通常称之为反应堆堆内构件的反应堆堆芯和其它控制装置都布置在一个充水的金属容器中，这两种反应堆都用来产生蒸汽并驱动蒸汽轮机。在反应堆堆芯中进行着裂变反应，裂变过程中产生的能量被传送给水。在压水反应堆中，加热后的水由水泵从反应堆容器抽出流过热交换器，在热交换器中加热水将其热能传送给另一个水回路，从而产生蒸汽来驱动蒸汽轮机，在沸水反应堆中，裂变产物的能量被传送给反应堆容器中的水，从而产生蒸汽驱动蒸汽轮机。在这两种类型的反应堆中都已经发现，从反应堆堆芯施加到反应堆容器上的中子通量会导致反应堆容器材料变得脆化。也就是说，由于长期受到高能中子的照射，反应堆容器的抗断裂韧性降低了，假如使这种情况延续下去的话，最终会导致反应堆容器发生破裂。

过去已经应用了一些设计和新技术来降低反应堆容器所受的射线辐射。例如，在压水反应堆中制造厂商已经使用一种钢制的热屏蔽来降低对反应堆容器的射线辐射。在这一设计中，围绕并支撑反应堆堆芯的芯吊兰本身由一个2至3英寸厚的园柱形钢壳所包围，这一钢壳大致位于离压力容器内表面和堆芯吊兰外表面等距离的位置上。在另外一个由美国3，868，302号专利发表的设计中认定，撞击到反应堆容器内表面上的中子通量水平在沿着园周方向而显示地改变，所以，在中子通量很高的那些区域中我们有选择地增加堆芯吊兰的厚度。

上述的热屏蔽设计能满足某些核反应堆整个运行寿命内的允许积分通量（撞击到单位面积上的中子数）的标准。然而，已经发现，即使采用这样的屏蔽，某些核反应堆中反应堆容器中的化学成份也会使其具有很高的脆化速率。特别是，已经发现，当构成反应堆容器的钢锻件或钢板中含有大量的残留铜和镍含量（总量约为1%）时，其脆化速率比起不包含这些杂质的容器却有显著的增加。此外，把钢锻件和钢板焊接起来构成反应堆容器的任何焊缝当其中含有大量的残留铜和镍含量时，也会产生不断增长的脆化速率。

对于含有大量的残留铜和镍含量的反应堆容器和焊缝来说，上面讨论的已知的热屏蔽设计可能没有足够的降低中子积分通量的能力，从而使制造这种容器的钢和（或）焊缝不致于超过核管会规定的关于反应堆预定运行寿命内所容许脆化的屏蔽准则。根据特定的屏蔽和核反应堆，上述已知的热屏蔽设计可使中子积分通量大约降低20%至40%。但是，已经确定，这种含有大量的残留铜和镍含量的反应堆容器和容器中的焊缝，如果位于反应堆中子高积分通量区域，则就可能需要屏蔽使中子积分通量降低四分之三或更多。

应用某些已知的核燃料管理技术可将堆芯内的燃料组件布置得在某种意义上能使逸出堆芯的中子减到最少，已经采用一些核燃料管理技术使中子积分通量降低二分之一。然而，核燃料管理技术和已知的屏蔽设计相结合，但仍然未能使中子积分通量降低到足以使含有大量的残留铜和镍含量的钢反应堆容器的脆化速率保持在容许极限以内。

因此，本发明的主要目的是，为受到高能中子通量辐射时会产生很高脆化速率的核反应堆压力容器的选定区内提供性能增强的中子屏蔽。

按照这一目的，本发明归结为：核反应堆包括有一个反应堆容器;该容器内装有一个反应堆堆芯;当受到上述堆芯发出的高能中子轰击时该容器易产生脆化;上述布置包括有一种屏蔽板，用来保护反应堆容器免受高能中子的辐射。本发明的特点是，在特别易发生脆化的上述反应堆容器的区域内在反应堆容器与反应堆堆芯之间安装一个箱盒，并在上述箱盒内配置有主要由重金属和氢组成的材料。

这一箱盒最好安装在从堆芯周围的园柱形屏蔽切开的窗口中，也可以把该箱盒安装在园柱形屏蔽的内表面或堆芯吊兰的外表面上。如果已有的屏蔽是以单块钢板的形式固定在堆芯吊兰的每一个中子高积分通量区的话，则该箱盒可以安装在从钢板适当位置处切开的窗口中。

仅仅作为举例，通过对附图中所表示的一个推荐的具体实例进行下述说明，将会使本发明变得更加容易明白。其中：

图1是根据本发明采用屏蔽板的一个核反应堆容器的剖视图;

图2是沿着图1中Ⅱ-Ⅱ线的剖面图;

图3是图2中用点划线封闭起来的区域A的放大图;

图4是表示图Ⅰ屏蔽板的部分切开的透视图;

图5是表示按照本发明安装有屏蔽板的另一个实例的透视图;

图6是表示按照本发明安装有屏蔽板的又一个实例的透视图;