技术领域
[0001] 本
发明总体涉及
核反应堆，更具体地本发明涉及在
堆芯内具有延长寿命的核反应堆燃料元件。
背景技术
[0002] 可采用本发明的核反应堆发电系统的一种形式是
压水反应堆核发电系统，但是应当理解的是本发明可应用于许多其他核反应堆设计，例如BWR(沸水反应堆)设计、CANDU(CANadiam氘
铀)反应堆设计等。然而，下文将讨论压水反应堆系统，其作为可采用本发明的许多示例性系统之一。在压
力下用水冷却的压水核反应堆发电系统的初级侧包括闭合回路，该闭合回路与二级回路隔离并与之具有热交换关系，以产生有用的
能量。初级回路包括：反应堆容器，其包围
支撑多个含
可裂变材料的
燃料组件的堆芯内部结构、热交换
蒸汽发生器内的初级回路、
增压器的内部容积、用于循环增压水的
泵和管道；将每个
蒸汽发生器和泵独立连接到反应堆容器的管道。包括蒸汽发生器、泵和连接到容器的
管道系统的初级回路的每个部分形成了初级回路的环路。
[0003] 为了说明的目的，图1示出了简化的核反应堆初级系统，其包括大体圆筒形的
反应堆压力容器10，所述
反应堆压力容器10具有包封堆芯14的封闭头12。将诸如水的液体反应堆冷却剂通过泵16泵入容器10并通过堆芯14，在所述堆芯14处吸收
热能并将其排放到
热交换器18(通常称为蒸汽发生器)，在该热交换器中，热量被传递至利用回路(未示出)，例如蒸汽驱动的
涡轮发
电机。然后反应堆冷却剂返回到泵16，从而完成初级环路。通常，多个上述环路通过反应堆冷却剂管道20连接到单个反应堆容器10。
[0004] 在图2中示出了示例性反应堆设计。除了包括多个平行竖直且共延伸的燃料组件22的堆芯14之外，出于本描述的目的，其他容器的内部结构也可分为下内部构件24和上内部构件26。在常规设计中，下内部构件的功能是支撑、对准和引导堆芯部件和仪器以及容器内的直接流动。上内部构件约束或提供燃料组件22(为简化起见，在图2中仅示出了其中的两个)的辅助约束，并且支撑和引导仪器和部件(例如
控制棒28)。在图2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，向下流经容器和堆芯桶32之间的环形空间，在下部气室34中旋转180°，向上通过下燃料组件所位于的下支撑板37和下堆芯板36并且穿过燃料组件且围绕燃料组件。针对冷却剂流的确切构造随核反应堆设计的不同而不同。通过堆芯和周围区域38的冷却剂流通常大到每秒数千公斤。离开堆芯14的冷却剂沿上堆芯板40的下侧流动并向上穿过多个穿孔42。冷却剂然后向上径向地流向一个或多个出口喷嘴44。在某些情况下，例如沸水反应堆设计，冷却剂可以在离开反应堆容器之前首先通过其他内部反应堆部件，例如用于提高冷却剂蒸汽
质量的部件。
[0005] 上内部构件26可以从压力容器或压力容器封头得到支撑，并包括上支撑组件46。
载荷主要通过多个支撑柱48在上支撑组件46和上堆芯板40之间传递。基本上，每个支撑柱均在上堆芯板40中的
选定的燃料组件22和穿孔42上方对准。
[0006] 可直线运动的控制棒28(通常包括
驱动轴50和
中子毒物杆的星形轮组件52(在图3中更充分地示出))通过控制棒引
导管54被引导通过上内部部件26并进入对准的燃料组件22中。引导管固定地连结到上支撑组件46和上堆芯板40的顶部。支撑柱48的布置有助于在事故条件下阻止引导管
变形，引导管变形可能会不利地影响控制棒的插入能力。
[0007] 图3是总体由
附图标记22表示的示例性燃料组件的竖直缩短形式的正视图。示例性燃料组件22是通常在压水反应堆中使用的燃料组件；然而，本发明不限于压水反应堆燃料，而是可以应用于包括多个含可裂变和/或中子
吸收材料的圆柱形燃料棒的任何可能核燃料组件设计。用于其他反应堆设计的核反应堆燃料组件的当前变化形式还可以包括例如中子减速棒或部件、碎屑
过滤器组件、冷却剂引导部件、不同高度的燃料棒以及在某些应用中形成围绕燃料组件的通道的箱壁。示例性燃料组件22具有结构骨架，该结构骨架在其下端包括底部喷嘴58。底部喷嘴58将燃料组件22支撑在核反应堆堆芯区域中的下堆芯板36上。除了底部喷嘴58之外，燃料组件22的结构骨架还包括位于其上端的顶部喷嘴62和与上内部部件中的引导管54对准的多根引导管或
套管84。引导管或套管84在底部喷嘴58和顶部喷嘴62之间纵向延伸并且在相对的端部处刚性地附接到其上。
[0008] 燃料组件22还包括沿引导套管84轴向间隔开并安装到引导套管84的多个横向格栅64、和由格栅64横向隔开并支撑的伸长燃料棒66的有组织阵列。通常由
正交条带的阵列形成格栅64，所述正交条带的阵列交错成方格形花纹，并且四个条带的相邻界面限定了近似方形的支撑单元，其中许多支撑单元以横向间隔的关系支撑燃料棒66。其余单元由控制棒引导套管84和仪器套管68占据。如图3所示，仪器管或套管68位于燃料组件的中心，并在底部喷嘴58和顶部喷嘴62之间延伸且被底部喷嘴58和顶部喷嘴62捕获。通过这样的部件布置，燃料组件22形成能够在不损坏部件组装的情况下被方便操纵的整体单元。
[0009] 如上所述，由沿燃料组件长度间隔开的格栅64以相互间隔开的关系保持组件22中的燃料棒66阵列中的燃料棒66。每个燃料棒66包括多个核燃料芯块70，并且在其相对的两端由上端塞72和下端塞74闭合。芯块70可以通过设置在上端塞72和芯块堆的顶部之间的充气
弹簧76保持成堆。由可裂变材料组成的芯块70负责产生反应堆的
无功功率。包围芯块70的包层60用作阻挡层，以防止裂变副产物进入冷却剂并进一步污染反应堆系统。
[0010] 为了控制示例性燃料组件22中的裂变过程，多根控制棒78可在位于燃料组件22的预定
位置处的引导套管84中往复运动。在示例性燃料组件构造22中，
定位在顶部喷嘴62上方的棒束控制棒机构80支撑多个控制棒78。控制棒机构80具有带多个径向延伸的锚爪或臂52的内
螺纹圆柱形毂构件82，所述锚爪或臂52形成了先前关于图2提到的星形轮组件。每条臂52均互连到控制棒78，使得控制棒机构可操作以在控制棒驱动轴50的机动动力的作用下使多根控制棒在各自的引导套管84中竖直移动，从而控制燃料组件22中的裂变过程，所述控制棒驱动轴50以公知方式联接至控制棒毂80。
[0011] 控制棒的运动用于成形轴向和径向功率分布，以将峰值燃料棒包层
温度维持在可接受的极限内，并且控制燃料循环操作期间的过度
反应性。为了监测该过程、并为控制和保护系统提供信息，可以在多个燃料组件内或附近提供用于监测中子
辐射的堆芯内中子监测器和用于监测堆芯出口温度的
热电偶。
[0012] 核燃料必须被设计成使得可裂变材料将被逐渐利用。为此，许多核燃料设计将结合可燃中子吸收材料，以帮助控制堆芯中的裂变反应。可燃吸收剂被设计为与可裂变材料一起“燃烧”或耗尽，为此通常将掺入
硼或钆的中子吸收同位素。含有中子吸收材料的颗粒通常已被掺入核燃料芯块的可裂变材料中或涂覆在芯块的外部。对于具有非常长的燃料周期(即2年或更长时间)的高功率
密度反应堆来说，燃烧非常缓慢的中子吸收剂是理想的。当今的典型应用场合需要诸如钆的吸收体，该吸收体的缺点在于材料中存在的某些同位素可能具有较小的中子吸收截面，因此在充分利用可裂变材料之前不会完全燃烧掉。这导致了在燃料寿命结束时有价值的残留可燃毒物反应性。这种“反应性亏损(reactivity penalty)”对燃料装载和浓缩要求有经济影响。
[0013] PWR和BWR中当前的核可燃吸收剂(诸如IFBA和
氧化钆(Gd2O3))具有制造困难和可变性等缺点。可燃吸收剂的中子建模也面临许多挑战并增加了核物理分析的复杂性。
[0014] 核燃料运行的一个重要限制是燃料温度，该温度在芯块的中心达到峰值。由于欠佳导热性，当前具有整体式吸收剂的燃料芯块可能具有额外的限制。这种燃料限制直接影响燃料成本和效率以及工厂安全裕度。因此，本发明的目的是提供一种新的燃料芯块设计，该燃料芯块设计经特别构造成以在延长的燃料周期下更有效地运行。
发明内容
[0015] 本发明通过提供一种核燃料组件设计来满足上述目的，该核燃料组件设计包括在下方喷嘴和上方喷嘴之间以彼此隔开的关系支撑的伸长
核燃料棒的平行阵列，其中，核燃料棒具有沿其伸长尺寸的轴向长度。核燃料棒中的至少一些包括在轴向长度上延伸的管状包层，并且该管状包层在下端由底端塞闭合、而在上端由顶端塞闭合。堆叠的多个燃料芯块占据包层的内部的下部，其中，该堆叠的至少一些燃料芯块为环形，其中，离散的中子吸收剂基本上占据了环形燃料芯块中的至少一些的中心。优选地，离散中子吸收剂是通常在控制棒中使用的一种或多种中子吸收剂，例如硼，
碳化硼或
银﹣铟﹣镉。
[0016] 在一个
实施例中，离散吸收剂与环形燃料芯块分开形成，然后插入到环形燃料芯块的中央开口中。优选地，离散吸收剂构造为棒或销，并且尺寸设计成延伸通过一个或多个环形芯块中的中央开口，例如，使离散吸收剂延伸穿过十个环形芯块。
[0017] 在另一实施例中，在中央开口中具有离散吸收剂的一个或多个环形芯块被插入两个没有中央离散吸收剂的燃料芯块之间。优选地，两个没有中央离散吸收剂的燃料芯块是没有中央开口的实心燃料芯块。
[0018] 在另一个实施例中，环形燃料芯块的中央开口的内部或离散吸收剂的
接口表面的外部涂覆有与环形芯块材料和离散吸收剂材料都兼容的材料。
涂层工艺的实例可以是PVD、ALD、
冷喷涂或电
镀，并且涂层的实例可以是钼或钨。优选地，涂层约为0.5μm至100μm的。
[0019] 本发明还设想一种具有包括上述核燃料组件的堆芯的核反应堆。
附图说明
[0020] 通过结合附图阅读以下优选实施例的描述，可以对本发明有进一步的理解，其中：
[0021] 图1是核发电系统初级侧的示意图；
[0022] 图2是核反应堆容器和内部部件的局部截面正视图，可将下文所述的实施例应用到所述核反应堆容器和内部部件；
[0023] 图3是以竖直缩短的形式示出的燃料组件的局部截面正视图，为清楚起见将其部分剖开；
[0024] 图4是本发明燃料芯块的一个实施例的透视图，其示出了在中央开口中具有离散吸收剂的环形芯块；
[0025] 图5是第二实施例的示意图，该实施例采用在固体芯块之间
串联堆叠的若干环形芯块；和
[0026] 图6是第三实施方案的示意图，其显示了串联堆叠的十个环形芯块，其中，一个固体吸收剂销延伸通过所有十个芯块的中心。
具体实施方式
[0027] 一个优选实施例是如图4所示的环形燃料芯块，其由100％二氧化铀、氮化铀或
硅化铀(或其组合)制成，并根据需要富集U﹣235(目前高达4.95w/o)，且具有与当前使用的燃料芯块几何形状相似的尺寸，使得环形芯块88可以替代当前使用的
现有技术芯块(例如IFBA，钆芯块)。离散可燃吸收剂销86被分开制造，并且在形成芯块之后插入环形芯块的中央环形物90中。术语“离散可燃吸收剂销”是指完全由一种或多种吸收剂元件或化合物形成而没有包含任何可裂变材料的销。优选地，离散可燃吸收剂销中的可燃吸收剂元件或化合物是非寄生吸收剂，即吸收中子时不会形成同位素(也是中子吸收剂)的吸收剂。
[0028] 尽管吸收剂86的材料可以变化，但是优选的构思涉及使用热
等静压或
烧结的碳化硼或B4C/Al2O3销(类似于为西屋控制棒制造的那些)。这种销极硬，并且可以实现高密度以适应膨胀。
[0029] 取决于制造的实际情况以及最小化可变形性，吸收剂销86可以是一个或多个芯块的长度。一个实施例设想如图6所示由一个吸收剂销串起大约5﹣10个芯块。然后将这些芯块/吸收剂销组合堆叠到常规燃料棒66中，以集成到燃料组件22中。
[0030] 通过改变芯块孔90和吸收剂的尺寸、并且还通过改变吸收剂材料和密度，可以针对各种应用对概念进行优化。期望使用硼作为主要的中子吸收材料，这是因为它可以大大降低与钆之类的吸收剂相关的残余反应性亏损。
[0031] 替代实施例可以包括将该概念应用于其他燃料或吸收剂材料。燃料棒中的轴向布置可能涉及满载的芯块/吸收剂组合、或与常规燃料芯块的混合物(例如，可以考虑某种形式的“虎纹图案”或环形芯块/吸收剂与常规燃料芯块的交替布置)，如图5所示。
[0032] 由于吸收剂销材料可能与燃料材料化学不相容，因此在插入燃料之前可以将涂层92(例如通过PVD(
物理气相沉积)、ALD(
原子层沉积)、
冷喷涂或
电镀方法施加)施加到销。涂层非常薄(优选＜1μm)，因此该材料几乎不受中子的影响。诸如Mo和W的高温金属涂层就足够了。
[0033] 商业核工业中的可燃吸收剂通常被集成到燃料中或涂覆在燃料上，并且不涉及环状芯块中的离散毒物的概念。仅在燃料棒外部(例如，WABA(湿式环形可燃吸收剂))使用了离散毒物。本发明优选实施例的部件存在于分开的产品(PWR燃料/BWR控制棒)中，但是从未一起考虑。
[0034] 在PWR(压水堆)应用场合中使用的常见吸收剂是IFBA(整体燃料可燃吸收剂)涂层，该涂层沉积在燃料芯块的外部。在这种构造中，吸收剂燃烧极快，因此不适用于非常长的循环周期应用。由于中子的自我屏蔽作用，在芯块中心使用诸如致密硼之类的吸收剂将提供在很长的时间内(2年或更长时间)控制反应性所需的缓慢吸收剂损耗。利用这种概念，硼(而不是钆之类的吸收剂)现在可以用作较长周期应用中的主要可燃吸收剂。
[0035] 环形芯块设计使芯块上的温度均匀，从而提高了设备的安全裕度，并允许更有效的堆芯装载和操作。
[0036] 尽管已经详细描述了本发明的特定实施例，但是本领域技术人员将理解，可以根据本公开的整体教导来开发对那些细节的各种
修改和替代。因此，所公开的特定实施例仅是说明性的，并不限制本发明的范围，本发明的范围由所附
权利要求及其任何和所有等同形式的全部范围给出。
