带有容许地震/失水事故的格栅的核燃料组件的制作方法

本发明总体涉及一种反应堆核燃料组件，更具体地涉及采用间隔格栅的核燃料组件，所述间隔格栅具有一个比另一个更强的多个区域，其中最强区域留给控制棒引导套管，以抵抗在严重的地震或loca(冷却剂损失事故)事故事件期间的变形。

背景技术：

在大多数压水式核反应堆中，反应堆堆芯由大量细长燃料组件组成，所述细长燃料组件产生反应堆的无功功率。这些燃料组件通常包括由串联的多个格栅以有组织的阵列保持的多个燃料棒，所述多个格栅沿着燃料组件的长度轴向间隔开并且附接到燃料组件的多个细长套管管子。套管管子通常在其中接收控制棒或仪器。顶部喷嘴和底部喷嘴被附连到燃料组件的相对端部并且固定到套管管子的在燃料棒端部的上方和下方略微延伸的端部。

如在相关领域中已知的，格栅用于精确地保持反应堆堆芯中燃料棒之间的间距和支撑，为燃料棒提供横向支撑并且引发冷却剂的混合。一种类型的常规格栅设计包括多根交叉条带，它们一起形成具有多个大致正方形单元的蛋箱构造，所述单元在其中接纳燃料棒。依据套管管子的构造中，套管管子可以接收尺寸与在其中接收燃料棒的单元尺寸相同那些单元中，或者可以接收在限定于交叉条带中的相对大的套管单元中。交叉条带向套管管子提供附接点，因而能够将格栅定位在沿着燃料组件的长度间隔开的位置处。

条带构造成使得燃料棒所通过的单元均包括一个或多个相对柔顺的弹簧和多个相对刚性的凹坑，其协作以形成格栅的燃料棒支撑特征部。弹簧和凹坑可以形成在交叉条带的中部并且从该处向外突伸到燃料棒所通过的单元中。每个燃料棒单元的弹簧和凹坑于是接触延伸通过单元的相应燃料棒。格栅的外条带附接在一起并且从周边包围格栅的内条带，以向格栅赋予强度和刚度，并且围绕格栅的周边限定各个燃料棒单元。内条带通常在每个交叉点处被焊接或钎焊，而且内条带也被焊接或钎焊到限定了组件外周边的周边条带或外条带。

在各个单元的高度(level)处，燃料棒支撑件正常地由如上所述的刚性支撑凹坑和柔性弹簧的组合体来提供。存在对弹簧-凹坑支撑件几何形状的许多变型，其已经使用或当前正在使用，包括对角弹簧，“i”形弹簧，悬臂弹簧、水平凹坑和垂直凹坑等。每个单元的弹簧和凹坑的数量也变化。典型的布置是每个单元有两个弹簧和四个凹坑。需要仔细确定凹坑和弹簧的几何形状，以在燃料组件寿命期间提供足够的棒支撑。

在照射过程中，取决于弹簧材料和照射环境，初始弹簧力或多或少地迅速松弛。包层直径由于非常高的冷却剂压力和操作温度也改变，而且燃料棒内的燃料芯块也因压实和膨胀而改变其直径。外包层直径也由于形成氧化物层而增大。由于这些尺寸和材料性质的变化，在燃料组件的寿命期间维持足够的棒支撑是非常具有挑战性的。

反应堆内的热和压力梯度引起的横向流和轴向流以及其他流动扰动(诸如驻波和涡流)的影响下，本体细长的燃料棒连续地以较小的振幅振动。如果燃料棒未获得适当支撑，则该非常小的振动振幅可能导致支撑点和包层之间的相对运动。如果由滑动的棒在较小的凹坑格栅支撑表面上施加的压力足够高，则包层表面上的小腐蚀层会通过磨损而去除，从而将基底金属暴露于冷却剂中。随着在暴露出的新包层表面上形成新腐蚀层，它通过磨损而去除，直到最终棒的壁发生穿孔。这种现象被称为腐蚀磨损，在2006年，这是在压水式反应堆中燃料失效的主要原因。

支撑格栅还在燃料组件中提供另一重要功能，即，混合冷却剂以降低最大冷却剂温度。由于每个燃料棒产生的热量不均匀，在冷却剂中存在热梯度。燃料组件设计中的一个重要参数是保持从燃料棒到冷却剂的有效热传递。每单位时间去除的热量越高，产生的功率越高。在足够高的冷却剂温度下，每单位包层面积在给定时间内可被去除的热量率以显著方式急剧降低。这种现象被称为泡核沸腾偏离或dnb。如果在反应堆的操作参数范围内，冷却剂温度将达到dnb点，包壳表面温度将迅速增加以抽空燃料棒内产生的热量，而且快速包层氧化会导致包层失效。显然，需要避免dnb以防止燃料棒失效。因为如果发生dnb，则dnb发生在冷却剂处于其最高温度的点处，随之而来，通过组件内冷却剂的混合而降低最高冷却剂温度允许在没有达到dnb的条件下产生更大量的功率。正常地，改进的混合通过在格栅结构的下流侧中的混合叶片来实现。混合的有效性取决于混合叶片相对于燃料棒的形状、大小和位置。

格栅的其他重要功能包括在预期的事故载荷下保持操作和正常运行而不丧失功能并且避免由于在燃料棒和支撑点之间形成蒸汽袋而在燃料棒上存在“热点”的能力，这可能导致当现场没有足够的冷却剂可用时排空燃料棒中产生的热量。蒸汽袋导致燃料棒过热到因包层的快速局部腐蚀而失效的程度。

格栅的另一个重要功能是在loca(冷却剂损失事故)或严重地震事件期间抵抗引导套管的变形，在该loca或严重地震事件中，一个组件的格栅弹开另一个邻接组件的格栅。这种情况可能导致一些引导套管变形，并且阻止控制棒完全插入。

保持跨过堆芯通过燃料组件的基本上平衡的冷却剂流以保持基本均匀的热传递是令人期望的目标。在各种类型的燃料组件之中，燃料组件设计中的任何变化可改变压降并且影响通过堆芯的流动阻力的相对平衡。格栅设计中降低压降的变化是令人期望的，因为这些变化能够使燃料组件设计者引入其他改进，所述其他改进将恢复燃料组件之间的压降平衡和改善格栅的其他动力学性质(诸如混合)。

格栅的另一个重要的动力学性质是：通过最小化由格栅材料吸收的中子量同时提供足够的强度以支撑燃料棒和防止引导套管扭曲，从而促进堆芯内的核反应效率。改善关键区域中格栅的抗压碎性同时最小化为此目的所需的附加材料的量是本发明的一个目的。

技术实现要素：

上述目的通过采用一种核燃料组件得以实现，所述核燃料组件具有：顶部喷嘴；底部喷嘴；和一个或多个控制棒引导套管，所述一个多个控制棒引导套管在顶部喷嘴和底部喷嘴之间延伸。多个细长燃料棒在顶部喷嘴和底部喷嘴之间轴向延伸，所述细长燃料棒和所述一个或多个控制棒引导套管在顶部喷嘴和底部喷嘴之间由结构格栅组件横向间隔开。所述结构格栅组件包括至少两种类型的分别具有不同强度的横向压碎区域，其中控制棒引导套管占据所述至少两种类型的横向压碎区域中的至少一种横向压碎区域，所述至少一种横向压碎区域具有比横向压碎区域中的至少一些其他向压碎区域高的横向压碎强度。这种格栅可包括多条以蛋箱形图案构成的正交的条带，所述条带具有在形成支撑单元的四条相邻条带之间的交叉点，其中围绕用于支撑所述控制棒引导套管的支撑单元条带的区域具有更多材料，以形成比用于支撑燃料棒的支撑单元中的一些支撑单元高的压碎强度。优选地，在形成用于支撑引导套管的支撑单元的四条相邻条带之间的交叉点包括在所述四个相邻条带的交叉点处的焊接部，所述焊接部比在支撑一些所述燃料棒的四条相邻条带的交叉点处的焊接部更牢固。

在一个实施例中，所述至少两个横向压碎区域包括可碎裂区域和受保护区域，其中所述可碎裂区域围绕所述结构格栅的周边延伸，所述受保护区域围绕所述结构格栅的内部延伸。在这种布置中，所述结构格栅可包括多个基本上正方形的支撑单元，其中所述可碎裂区域至少包括外部两行支撑单元。优选地，在这种布置中，在结构格栅中的大多数支撑单元占据结构支撑格栅的内部中的受保护区域。

本发明还考虑具有上述特征的结构格栅。

附图说明

根据结合附图阅读的优选实施例的以下描述，可获得对本发明的进一步理解，附图中：

图1是为了清楚起见将一些部件移除的以竖向缩短形式示出的燃料组件的局部剖正视图；

图2是用于应用到如图1中示出的传统压水式反应堆燃料组件的常规蛋箱支撑格栅的平面图；

图3是具有形成可碎裂区的外部的两个列和行的17×17格栅组件的示意性平面图；

图4是15×15格栅组件的示意平面图，其中外部的两个列和行形成可碎裂区；和

图5是具有形成可碎裂区的外部的两个列和行的14×14格栅组件的示意性平面图。

具体实施方式

图1是以竖向缩短形式表示的核燃料组件的正视图，该核燃料组件总体以附图标记10指定。燃料组件10是用在压水式反应堆中类型的燃料组件并且具有结构骨架，该结构骨架在其下端部处包括底部喷嘴12。底部喷嘴12在核反应堆的堆芯区域中的下堆芯板14上支撑燃料组件10。除了底部喷嘴12，燃料组件10的结构骨架还包括在其上端部处的顶部喷嘴16以及包括多个引导管或引导套管18，所述多个引导管或引导套管与在反应堆的上部内部部件中的引导管对准。引导管或引导套管18在底部管嘴12和顶部喷嘴16之间纵向延伸，而且在相对端部处被刚性地附接到底部管嘴12和顶部喷嘴16。

燃料组件10还包括多个横向格栅20和有组织阵列的细长燃料棒22，所述多个横向格栅沿引导套管18轴向间隔开且安装到引导套管18，所述细长燃料棒由格栅20横向隔开和支撑。在图2中示出了常规格栅20的平面图，而没有示出引导套管18和燃料棒22。引导套管18通过由标记24表示的单元，燃料棒22占据除了中心单元24之外的其余单元26，中心单元留给仪器套管38(在图1中示出)。如可从图2中看到的，格栅20常规地由正交的条带28和30的阵列形成，条带28和30以蛋箱图案交叉，其中四根条带的相邻界面限定大致正方形的支撑单元，燃料棒22穿过支撑单元，以彼此横向间隔开的关系被支撑在支撑单元26中。在许多设计中，弹簧32和凹坑34被冲压到形成支撑单元26的条带28和30的相对壁中。弹簧和凹坑径向延伸到支撑单元中，将燃料棒22捕获在其间；在燃料棒包壳上施加压力以将燃料棒保持到位。条带28和30的正交阵列在每个条带端部处被焊接到边界条带36以完成格栅结构20。在图2所示的现有技术实施例中，边界条带36由在角部处焊接在一起的四条单独的条带形成。再者，如先前所提到的，如在图1中所示的燃料组件20具有位于其中心的仪表管38，该仪表管在底部喷嘴12和顶部喷嘴16之间延伸并且被底部喷嘴12和顶部喷嘴16捕获。通过部件的这种布置，燃料组件10形成一个能够便于处理而不损坏各部件的组装的整体单元。

如上所述，燃料组件10的呈燃料棒阵列的燃料棒22通过沿着燃料组件长度间隔开的格栅20以相互间隔开的关系保持。如图1所示，每个燃料棒22包括多个核燃料芯块40，并且在其相对端部处由上部端塞42和下部端塞封44闭合。通常，气室弹簧50设置在上部端塞42和燃料芯块40之间，以保持芯块在燃料棒22内处于紧密堆叠关系。燃料芯块40由可裂变材料构成，可裂变材料负责形成核反应堆的无功功率。液体减速剂/冷却剂(诸如水，或含有硼的水)，被向上泵送通过堆芯的燃料组件，以便提取在其中产生的热量以用于产生有用功。围绕燃料芯块40的包层46用作屏障，以防止裂变副产物进入冷却剂中并进一步污染反应堆系统。

为了控制裂变过程，多个控制棒48在位于燃料组件10的预定位置处的引导套管18中往复移动。引导套管的位置如图2所示，并且包括除了其由仪表管38占据的中心位置之外的由标记24表示的所有位置。具体而言，位于顶部喷嘴16上方的棒束控制机构52支撑多个控制棒48。该控制机构具有带内螺纹的圆柱形轮毂构件54以及径向延伸的多个锚爪或臂56，所述多个锚爪或臂56形成通常称为星形架的构造。每个臂56被相互连接到控制棒48，使得控制棒机构52可操作以使得在联接到控制棒轮毂54的控制棒驱动轴的动力下控制棒都以公知的方式在引导套管18中竖直地移动，从而控制燃料组件10中的裂变过程。

在发生福岛第一核电站地震之后，期望燃料组件设计容许在事件发生期间经历较高的地震情形。高地震载荷会导致高格栅冲击力，它会超过格栅强度极限并且使得格栅变形。如果在接收棒束控制组件的格栅处发生这种情况，则控制棒在相应引导套管内移动的能力将有问题。本发明提供了一种吸收装置，所述吸收装置通过加强控制棒引导套管的位置而吸收相对高的冲击能量，同时提供了最少量的用于实现强度的额外格栅材料，因此最小化对维持堆芯内核反应可用的中子群的任何负面影响。这是通过下述方式来实现：消散在格栅上的某些专门设计的区域中的冲击能量，并允许仅支撑燃料棒的这些区域能够稍微碎裂(即，具有一定的塑性变形)。以这种方式，塑性变形将吸收冲击能量。格栅中的受保护区域也设置在引导套管的区域中，其将在弹性区域中限制引导套管的结构变形。所有套管管子的位置将处于受保护区域中。通过这种改进，在剧烈的地震或loca事件期间，格栅在仅仅经历有限弹性变形的引导套管区域中保持其初始的引导套管位置和尺寸。这样的设计在严重地震和loca事件期间可以更好地容许严重载荷并且保持棒束控制组件的插入性。图3、图4和图5示出了格栅的受保护区域和可碎裂区域，其中，图3示出了17×17格栅组件，图4示出了15×15格栅组件，以及图5示出了14×14格栅组件。在每种情况下，可碎裂区域中的支撑单元由“c”表示，受保护区域中的支撑单元由“p”表示，并且套管管子的位置由带圆圈的“1”表示。优选地，在支持单元的最外面的两个列和行中形成可碎裂区域，受保护区域包括所有剩余的内部支撑单元。格栅条带的设计与基于最大和最小材料规则的当前条带略有不同，而所有尺寸都非常接近目前允许的尺寸。这意味着，在给定位置的总格栅材料量将保持与当前格栅相同。为了实现这一点，在格栅条带中的插槽被修改，以提高单元在受保护区域中的抗弯折强度。凹坑缺口设计成在条带上为受保护区域保持最多材料，同时提供凹坑所需要的必要刚性。还调整焊接接头的尺寸以满足受保护区域的要求。

虽然已经详细描述了本发明的具体实施例，但本领域的技术人员将意识到的是，基于本公开的总体教导，可对这些细节进行各种修改和改变。因此，所公开的特定实施例意在仅仅是说明性的，而不限制本发明的范围，本发明的范围将被赋予所附权利要求及其任何和所有等同方案的全部范围。