一种核反应堆控制棒组件的制作方法

本发明属于核反应堆反应性控制技术领域，具体涉及一种核反应堆控制棒组件。

背景技术：

控制棒组件是核反应堆反应性控制部件，目前核电站上使用的控制棒组件都是由吸收中子能力很强的材料制成，利用其插入堆芯的位置控制核裂变的速率。在正常工况下，它们用于启动核反应堆、调节堆功率和停堆。在事故工况下，控制棒依靠自身重力快速下插，使核反应堆在极短时间内紧急停堆，以保证核反应堆安全。

但国内、外很多研究性核反应堆种类越来越多，堆芯结构极为紧凑，堆芯内除燃料组件外，仅能设置少量控制棒组件，用于核反应堆的启动和停堆，而功率调节则依靠堆芯外侧组件，该类控制棒组件结构特殊，不能完全是中子吸收能力很强的材料组成，现有成熟应用的控制棒组件均不满足要求。

技术实现要素：

本发明的目的是提供一种核反应堆反应性控制的控制棒组件，该控制棒组件布置在堆芯外围，利用包壳将中子反射层和中子吸收体按照物理设计结果包裹于内部，正常运行时，靠其旋转，进而调整中子吸收体和中子反射层面对堆芯的角度来控制反应性，调节核反应堆功率，停堆时，控制棒组件快速旋转复位，中子吸收体完全面对堆芯，实现核反应堆停闭。该控制棒组件满足核反应堆启动、功率调节和停堆的功能要求，结构简单、安全可靠。

为达到以上目的，本发明采用的技术方案是一种核反应堆控制棒组件，其中，包括设置在圆柱形的包壳内的圆柱形的控制棒，所述控制棒的主体由中子反射层构成，中子吸收体构成控制棒的一个侧面，所述中子反射层用于向所述堆芯反射裂变中子，进而提高所述核反应堆的反应性，所述中子吸收体用于吸收所述堆芯裂变扩散的中子，进而减小所述核反应堆的反应性。

进一步，所述中子吸收体的横截面为圆弧状，所述中子反射层的一侧设有与所述中子吸收体形状相适应的刻槽，所述中子吸收体通过所述刻槽设置在所述中子反射层的一侧，与所述中子反射层的一侧一起构成圆柱形的所述控制棒。

进一步，所述中子反射层用于反射中子，材质包括铍或氧化铍；所述中子吸收体用于吸收中子，材质包括硼10高富集度的碳化硼或银-铟-镉合金。

进一步，所述控制棒组件具有负反应性和停堆反应性；所述负反应性是指当所述核反应堆具有最大的正反应性引入时，能使所述核反应堆在所有运行状态下进入次临界并维持在次临界状态；所述停堆反应性是指当所述核反应堆在所有运行状态及事故工况下，能使所述核反应堆进入次临界，并维持在有足够停堆深度的次临界状态。

进一步，所述包壳的顶端设有上端塞，所述包壳的底端设有下端塞。

进一步，在所述上端塞与所述中子反射层的顶端之间设有反射层压紧弹簧，在所述中子吸收体的上下两端与所述中子反射层之间设置有吸收体端部压紧弹簧，在所述中子吸收体的两侧与所述中子反射层之间设有吸收体侧压紧弹簧，所述反射层压紧弹簧和所述吸收体端部压紧弹簧和所述吸收体侧压紧弹簧用于补偿热膨胀变形和缓冲振动与冲击。

进一步，在所述上端塞的外表面或者所述下端塞的外表面设置一个配重块，用于将所述控制棒的重心修正到所述控制棒的轴线上。

进一步，所述配重块与所述上端塞或所述下端塞一体成型，或者焊接于所述上端塞或所述下端塞的外表面上。

进一步，所述包壳上设置排气孔。

本发明的有益效果在于：

该核反应堆控制棒组件只需布置在核反应堆堆芯外围，无需占用堆芯栅格，利用其旋转和调整中子吸收体和中子反射层面对堆芯的角度来控制核反应堆的反应性和功率，可满足核反应堆启动、功率调节和停堆的功能要求，结构简单、安全可靠。

附图说明

图1是本发明具体实施方式中所述的核反应堆控制棒组件的结构示意图；

图2是本发明具体实施方式中所述的核反应堆控制棒组件的横截面示意图；

图中：1-配重块，2-上端塞，3-反射层压紧弹簧，4-排气孔，5-吸收体端部压紧弹簧，6-中子反射层，7-包壳，8-中子吸收体，9-下端塞，10-吸收体侧压紧弹簧。

具体实施方式

下面结合附图和实施例对本发明作进一步描述。

如图1、2所示，本发明提供的一种核反应堆控制棒组件(以下简称控制棒组件)，包括配重块1、上端塞2、反射层压紧弹簧3、吸收体端部压紧弹簧5、中子反射层6、包壳7、中子吸收体8、下端塞9、吸收体侧压紧弹簧10等部件。

包壳7为圆柱形，内部设置圆柱形的控制棒，控制棒的主体由中子反射层6构成，中子吸收体8构成控制棒的一个侧面，中子反射层6用于向堆芯反射裂变中子，进而提高核反应堆的反应性，中子吸收体8用于吸收堆芯裂变扩散的中子，进而减小核反应堆的反应性。

中子吸收体8的横截面为圆弧状，中子反射层6的一侧设有与中子吸收体8形状相适应的刻槽，中子吸收体8通过刻槽设置在中子反射层6的一侧，与中子反射层6的一侧一起构成圆柱形的控制棒。

中子反射层6用于反射中子，材质包括铍，或者氧化铍，或者其它适用于中子反射的功能材料。中子吸收体8用于吸收中子，材质包括硼10高富集度的碳化硼，或者银-铟-镉合金，或者其它强中子吸收体芯块。

控制棒组件内部的中子反射层6和中子吸收体8均是按照物理设计和结构设计迭代的计算结果，控制棒组件具有足够的负反应性和足够的停堆反应性；负反应性是指当核反应堆具有最大的正反应性引入时，能使核反应堆在所有运行状态下进入次临界并维持在次临界状态；停堆反应性是指当核反应堆在所有运行状态及事故工况下，能使核反应堆进入次临界，并维持在有足够停堆深度的次临界状态。

上端塞2设置在包壳7的顶端，下端塞9设置在包壳7的底端。

反射层压紧弹簧3设置在上端塞2与中子反射层6的顶端之间，吸收体端部压紧弹簧5设置在中子吸收体8的上下两端与中子反射层6之间，吸收体侧压紧弹簧10设置在中子吸收体8的两侧与中子反射层6之间，反射层压紧弹簧3和吸收体端部压紧弹簧5和吸收体侧压紧弹簧10用于补偿核反应堆在正常运行时温度升高产生的热膨胀变形和缓冲安装、运输或停堆快速旋转时的振动与冲击对中子反射层6和中子吸收体8的影响。

配重块1设置在上端塞2的外表面或者下端塞9的外表面(数量为一个)，用于将控制棒的重心修正到控制棒的轴线上。中子反射层6和中子吸收体8的材料密度不同，尺寸不同，重量不同，组装后，重心必然偏心，不在中轴线，影响装配定位，根据偏心力矩计算结果，在上端塞2或者下端塞9的外端面设置一配重块1，保证控制棒组件的动平衡。

配重块1与上端塞2或下端塞9一体成型，或者焊接于上端塞2或下端塞9的外表面上。

包壳7上还设置排气孔4，核反应堆正常运行时，堆芯温度逐渐升高，控制鼓组件内部气体膨胀，气压增大，排气孔4可避免包壳7产生肿胀或胀破的可能性。

本发明所提供的一种核反应堆控制棒组件的实际应用如下：

核反应堆启动前初始状态，控制棒上的中子吸收体8完全面对堆芯，核反应堆启动时，由连接控制棒组件的驱动装置带动控制棒组件旋转，中子吸收体8慢慢转出堆芯位置，而中子反射层6面对堆芯的体积越来越大，通过不断调节中子吸收体8和中子反射层6面对堆芯的位置，进而调节核反应堆的功率大小，直至核反应堆达到临界满功率。核反应堆正常停堆或事故工况紧急停堆时，同样由连接控制棒组件的驱动装置输入动能，使控制棒组件在极短时间内快速旋转，使得控制棒上的中子吸收体8完全面对堆芯，核反应堆实现停闭。

本发明所述的装置并不限于具体实施方式中所述的实施例，本领域技术人员根据本发明的技术方案得出其他的实施方式，同样属于本发明的技术创新范围。