CN103137221A - 一种压力管式长寿命裂变产物嬗变的次临界包层 - Google Patents

一种压力管式长寿命裂变产物嬗变的次临界包层 Download PDF

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Abstract

一种压力管式长寿命裂变产物嬗变的次临界包层,从内到外依次包括第一壁、嬗变区、结构壁、氚增殖区和屏蔽层,所述嬗变区采用高压轻水冷却,且嬗变区采用压力管式燃料组件;嬗变区采用高压轻水冷却,有效利用目前核电厂丰富的设计运行经验,且轻水具有较高的慢化能力,在热中子能谱下裂变包层的易裂变核素具有较高的裂变截面,包层的能量放大倍数得到一定的提高,同时嬗变区采用压力管式燃料组件,由压力管式燃料组件承受冷却剂的压力;本发明能够有效嬗变长寿命裂变产物,且有效降低包层的设计,建造,运行成本。

Description

一种压力管式长寿命裂变产物嬗变的次临界包层
技术领域
本发明属于长寿命裂变产物嬗变技术领域,具体涉及一种压力管式长寿命裂变产物嬗变的次临界包层。
背景技术
聚变驱动次临界混合堆由聚变堆芯和裂变包层组成,靠聚变堆芯的氘氚反应产生中子源驱动裂变包层维持稳定链式裂变反应。由于裂变包层中裂变材料对聚变中子和能量的倍增作用,堆芯所需要的聚变技术要求远远小于纯聚变堆,所以被普遍认为是实现聚变能早期应用的有效途径。为了验证全尺寸可控核聚变技术的可行性,国际热核聚变试验反应堆(ITER)正在建设当中,并预计在2035年左右完成试验。如果混合堆聚变堆芯的设计参数和技术要求在ITER的范围内,就可以在完成ITER试验后和示范电站DEMO同步规划实施,以实现聚变能的早日应用。以ITER类型托卡马克作为聚变中子源的混合堆包层设计受到广泛的关注。
混合堆的裂变包层处于次临界状态,配合使用不同裂变燃料和冷却剂可以实现不同的功能,不同的国家根据本国的国情也开展了多种不同目的的设计工作。在嬗变长寿命裂变产物(简称LLFP)方面,日本和中国都做过一些研究。日本是一个核电非常发达国家,核电的装机量比较大,面临着铀资源短缺和核废料过多的问题。目前MOX燃料已经在日本的核电厂得到成功的使用,使用MOX燃料可以消耗掉过剩的工业级的钚,提高铀资源的利用率,降低核废料的放射性水平和核扩散的危险。日本的混合堆设计多是使用MOX燃料,采用轻水冷却,焚烧过剩的工业级的钚,提高铀资源的利用率,同时在燃料中添加一定量的LLFP,以实现LLFP的嬗变。但是日本的设计忽略了一些工程问题,仅是基于均匀的材料进行初步的中子学评估。由于化石燃料的逐步短缺,并受减少温室气体排放量的压力,中国制定了非常积极的核电计划,在不远的将来中国也会面临核废料过多的问题。中国科学院等离子体物理研究所提出的FDS-I混合堆中设计了LLFP的嬗变功能,FDS-I的包层设计采用第四代反应堆中的熔盐堆技术,将LLFP的化合物加工成石墨球悬浮于冷却剂LiPb中。目前包括熔盐堆在内的第四代反应堆技术仍在研究设计当中,很少有相关的运行经验,如果在混合堆中使用会进一步增加混合堆的设计,建造,运行成本。
发明内容
为解决上述问题,本发明提供了一种压力管式长寿命裂变产物嬗变的次临界包层,能够有效嬗变长寿命裂变产物,且有效降低包层的设计,建造,运行成本。
本发明的设计思想为:为了有效地嬗变LLFP,裂变包层要有高的中子通量,较高的中子通量可以使裂变包层产生可观的功率输出,本发明中裂变包层的功率设置为3000MW。ITER的聚变功率设计值是500MW,要实现裂变包层3000MW的热功率输出,裂变包层的能量放大倍数要大于6才能使对聚变堆芯的要求在ITER的设计范围之内。能量放大倍数的定义为裂变包层的功率除以聚变堆芯的功率。
为了达到上述目的,本发明采用如下技术方案:
一种压力管式长寿命裂变产物嬗变的次临界包层,从内到外依次包括第一壁3、嬗变区4、结构壁5、氚增殖区6和屏蔽层7,所述嬗变区4采用高压轻水冷却,且嬗变区4采用压力管式燃料组件8。
所述嬗变区4布置一排压力管式燃料组件8。
所述压力管式燃料组件8包括外层的压力管壁11、布置在压力管内中心位置的嬗变靶件9以及间隙排布在嬗变靶件9周围的燃料棒10。
所述燃料棒10采用铀钚锆金属合金U-Pu-Zr。
所述铀钚锆金属合金U-Pu-Zr中的钚含量为15%。
所述第一壁3的厚度为20mm。
所述氚增殖区6的氚增殖剂为Li4SiO4,Li4SiO4的体积填充率为60%。
所述Li4SiO46Li的富集度设置为90%。
本发明和现有技术相比,具有如下优点:
1、本发明嬗变区采用高压轻水冷却,能够有效利用目前核电厂丰富的设计运行经验,且轻水具有较高的慢化能力,在热中子能谱下裂变包层的易裂变核素具有较高的裂变截面,包层的能量放大倍数得到一定的提高,但使用高压的轻水作为冷却剂会带来另一个问题,如果第一壁直接接触高压的冷却剂,那么第一壁要具有足够的厚度才能承受冷却剂的压力,才能保证第一壁在寿期内的安全。但是比较厚的第一壁将严重影响穿过第一壁到达裂变包层的聚变中子的中子学性能,例如导致能量放大倍数、氚增殖比等降低。为了使高压的冷却剂和第一壁分隔开,保证第一壁的安全,提高整个混合堆的寿命,本发明嬗变区采用压力管式燃料组件,由压力管式燃料组件承受冷却剂的压力,这样本发明第一壁的厚度就可以很薄,20mm即可满足要求;
2、在裂变包层的输出功率固定的条件下,使用的裂变材料体积越少,裂变包层中的中子通量就越高,因此,本发明裂变包层的径向仅布置了1排的压力管组件;
3、燃料棒10采用铀钚锆金属合金U-Pu-Zr,易裂变核素Pu可以进一步提高裂变包层的能量放大倍数。
4、在嬗变区的外围布置了氚增殖区,实现聚变燃料氚的自持。氚增殖区的氚增殖剂为Li4SiO4,Li4SiO4的体积填充率为60%,;Li4SiO46Li的富集度设置为90%,有利于提高氚增殖比(TBR)。
附图说明
图1是聚变驱动次临界混合堆的截面示意图。
图2是次临界包层的截面图。
图3是压力管式燃料组件的结构图。
图4是能量放大倍数结果图。
具体实施方式
下面结合附图和具体实施方式对本发明结构进行详细说明。
如图1所示,为聚变驱动次临界混合堆的截面示意图,图中聚变中子源1的外围包覆次临界包层2。
如图2所示,本发明一种压力管式长寿命裂变产物嬗变的次临界包层,从内到外依次包括第一壁3、嬗变区4、结构壁5、氚增殖区6和屏蔽层7,所述嬗变区4采用高压轻水冷却,且嬗变区4采用压力管式燃料组件8。由压力管式燃料组件8承受高压轻水的压力,第一壁3的厚度可以减小为20mm。
优选的,嬗变区4布置一排压力管式燃料组件8,由于在裂变包层的输出功率固定的条件下,使用的裂变材料体积越少,裂变包层中的中子通量就越高。
本发明的工作原理为:聚变堆芯的聚变中子穿过第一壁到达嬗变区,经过慢化剂(若采用轻水冷却,轻水即为慢化剂)的慢化变为热中子,热中子引起嬗变区易裂变核素的裂变,平均每次裂变释放出2-3个裂变中子,产生200MeV左右的能量,这样易裂变核素就起到了对聚变中子和聚变能量的放大作用。长寿命裂变产物的嬗变主要是通过中子俘获反应即(n,γ)反应转化为其他短寿命的核素,而且这种反应的截面对于热中子比较大,也就是说具有热中子能谱的包层更有利于LLFP的嬗变。由嬗变区泄露到氚增殖区的中子被氚增殖剂中的Li元素吸收,发生(n,T)反应,生产聚变燃料氚(T)。
本发明裂变包层使用轻水进行冷却,冷却剂的压力为15.5MPa,冷却剂的温度范围在目前压水堆电站运行的范围之内290℃-310℃。为了避免第一壁接触高压的冷却剂,本发明使用了压力管式的燃料组件8,由压力管组件壁承受冷却剂15.5MPa的压力。本发明使用的压力管的内径是73.32mm,所需的压力管壁厚度通过方程(1)进行计算:
t > p D 2 [ σ ] - p - - - ( 1 )
其中,t为压力管壁的厚度;p为冷却剂的压力,15.5MPa;D为压力管的内径,73.32mm;σ为压力管材料所允许的最大应力,若采用锆合金,σ为450MPa。根据方程(1),考虑一定的安全余量本发明中压力管壁的厚度设计为3.5mm。
如图3所示,压力管式燃料组件8包括外层的压力管壁11、布置在压力管内中心位置的嬗变靶件9以及间隙排布在嬗变靶件9周围的燃料棒10。本实施例压力管式燃料组件8中央布置了一根嬗变靶件9,嬗变靶件9周围布置了三十六根燃料棒10,嬗变靶件9和燃料棒10的棒直径均为0.8mm,包壳的外径均为0.9mm。
优选的,燃料棒10采用铀钚锆金属合金U-Pu-Zr,能够进一步提高裂变包层的能量放大倍数。本实施例铀钚锆金属合金U-Pu-Zr中的钚含量为15%。
为了生产聚变堆芯所需要的聚变燃料氚,在裂变组件的外围布置了150mm厚的氚增殖剂Li4SiO4(见图2),Li4SiO4的体积填充率为60%。氚增殖剂产氚反应主要是通过6Li的(n,T)反应,所以Li4SiO46Li的富集度设置为90%,这样有利于提高氚增殖比(TBR)。
为了评价本发明对LLFP的嬗变效果,通过在压力管式燃料组件8的中心分别布置99Tc或者129I的两种实施例进行评估。使用了中子学计算软件(MCNP输运计算耦合ORIGEN2燃耗计算)对发明进行分析计算,计算中堆芯的寿期为5年。
能量放大倍数的计算公式为:
Figure BDA00002738818500061
表示包层裂变能量沉积和聚变中子能量沉积之和与聚变中子能量之比。
如图4给出了五年内本发明能量放大倍数M的变化情况,可以看出装载99Tc和129I时能量放大倍数都始终大于6,这样就能保证五年内需要的聚变堆芯的功率始终小于500MW,不会超过ITER的设计范围。
当在组件中布置99Tc靶件时,每个模块初期装载的99Tc的质量为99.3kg,五年后99Tc的质量为92.6kg,99Tc的嬗变率为6.75%;当在组件中布置129I时,初期每个模块129I的总质量为24.7kg,五年后129I的质量为19.2kg,129I的嬗变率为22.27%。
氚增殖比(TBR)表示一个聚变中子进入包层后所能产生的氚的数量。在聚变堆芯,一次氘氚聚变反应消耗一个氘核和一个氚核,产生一个中子,理论上TBR只要等于1.0就可以实现氚的自持,但是考虑到氚在产生以及提取过程中的损失,一般工程设计要求TBR要大于1.10。嬗变99Tc时,初期TBR值为1.47,然后一直降低到末期的1.32;嬗变129I时,初期的TBR值为1.41,末期TBR为1.25。两种实施例TBR都能满足大于1.10的要求,可以实现氚的自持。

Claims (8)

1.一种压力管式长寿命裂变产物嬗变的次临界包层,从内到外依次包括第一壁(3)、嬗变区(4)、结构壁(5)、氚增殖区(6)和屏蔽层(7),其特征在于:所述嬗变区(4)采用高压轻水冷却,且嬗变区(4)采用压力管式燃料组件(8)。
2.根据权利要求1所述的一种压力管式长寿命裂变产物嬗变的次临界包层,其特征在于:所述嬗变区(4)布置一排压力管式燃料组件(8)。
3.根据权利要求1或2所述的一种压力管式长寿命裂变产物嬗变的次临界包层,其特征在于:所述压力管式燃料组件(8)包括外层的压力管壁(11)、布置在压力管内中心位置的嬗变靶件(9)以及间隙排布在嬗变靶件(9)周围的燃料棒(10)。
4.根据权利要求3所述的一种压力管式长寿命裂变产物嬗变的次临界包层,其特征在于:所述燃料棒(10)采用铀钚锆金属合金(U-Pu-Zr)。
5.根据权利要求4所述的一种压力管式长寿命裂变产物嬗变的次临界包层,其特征在于:所述铀钚锆金属合金U-Pu-Zr中的钚含量为15%。
6.根据权利要求1或2所述的一种压力管式长寿命裂变产物嬗变的次临界包层,其特征在于:所述第一壁(3)的厚度为20mm。
7.根据权利要求1所述的一种压力管式长寿命裂变产物嬗变的次临界包层,其特征在于:所述氚增殖区(6)的氚增殖剂为Li4SiO4,Li4SiO4的体积填充率为60%。
8.根据权利要求7所述的一种压力管式长寿命裂变产物嬗变的次临界包层,其特征在于:所述Li4SiO46Li的富集度设置为90%。
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Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN108172318A (zh) * 2018-02-07 2018-06-15 中国科学院上海应用物理研究所 熔盐堆堆芯、熔盐堆系统、燃料循环系统及燃料循环方法
CN108470589A (zh) * 2018-05-02 2018-08-31 中国科学技术大学 一种可同时嬗变次锕系核素和长寿命裂变产物的快热混合能谱临界堆芯
CN109670239A (zh) * 2018-12-18 2019-04-23 北京应用物理与计算数学研究所 基于pin-by-pin模型的压水堆生产同位素模拟方法及系统
CN110728033A (zh) * 2019-09-23 2020-01-24 中国核电工程有限公司 一种核燃料后处理中流化床的临界安全设计方法
CN112599259A (zh) * 2020-11-27 2021-04-02 中国核电工程有限公司 一种聚变-裂变混合堆嬗变燃料组件
CN113270205A (zh) * 2021-03-29 2021-08-17 中国核电工程有限公司 一种模块化压力管式气冷微堆堆芯

Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4663110A (en) * 1982-03-12 1987-05-05 Ga Technologies Inc. Fusion blanket and method for producing directly fabricable fissile fuel
JPH0266494A (ja) * 1988-08-31 1990-03-06 Nippon Atom Ind Group Co Ltd 原子炉用金属燃料
US6233299B1 (en) * 1998-10-02 2001-05-15 Japan Nuclear Cycle Development Institute Assembly for transmutation of a long-lived radioactive material
CN1196138C (zh) * 1999-09-27 2005-04-06 加拿大原子能有限公司 增强加压燃料通道型核反应堆临界功率的方法和燃料束对组件
CN101377962A (zh) * 2008-09-22 2009-03-04 中国科学院等离子体物理研究所 生产252Cf中子源的聚变驱动次临界系统及方法
WO2010051095A2 (en) * 2008-09-11 2010-05-06 Board Of Regents, The University Of Texas System Fusion neutron source for fission applications
US20110194667A1 (en) * 2010-02-08 2011-08-11 Battelle Energy Alliance, Llc Dopants for high burnup in metallic nuclear fuels
CN103077758A (zh) * 2012-12-31 2013-05-01 中国科学院合肥物质科学研究院 径向功率展平的高效核废料嬗变次临界堆芯及设计方法

Patent Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US4663110A (en) * 1982-03-12 1987-05-05 Ga Technologies Inc. Fusion blanket and method for producing directly fabricable fissile fuel
JPH0266494A (ja) * 1988-08-31 1990-03-06 Nippon Atom Ind Group Co Ltd 原子炉用金属燃料
US6233299B1 (en) * 1998-10-02 2001-05-15 Japan Nuclear Cycle Development Institute Assembly for transmutation of a long-lived radioactive material
CN1196138C (zh) * 1999-09-27 2005-04-06 加拿大原子能有限公司 增强加压燃料通道型核反应堆临界功率的方法和燃料束对组件
WO2010051095A2 (en) * 2008-09-11 2010-05-06 Board Of Regents, The University Of Texas System Fusion neutron source for fission applications
CN101377962A (zh) * 2008-09-22 2009-03-04 中国科学院等离子体物理研究所 生产252Cf中子源的聚变驱动次临界系统及方法
US20110194667A1 (en) * 2010-02-08 2011-08-11 Battelle Energy Alliance, Llc Dopants for high burnup in metallic nuclear fuels
CN103077758A (zh) * 2012-12-31 2013-05-01 中国科学院合肥物质科学研究院 径向功率展平的高效核废料嬗变次临界堆芯及设计方法

Non-Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
H.YAPICI: "Study on transmutation of minor actinides discharged fron high burn-up PWR-MIX spent fuel in the force free helical reactor", 《ANNALS OF NUCLEAR ENERGY》, vol. 30, 31 December 2003 (2003-12-31), pages 413 - 636 *
冯进军: "CANDU反应堆物理数值计算", 《中国核工业》, no. 6, 31 December 2010 (2010-12-31) *
张明春等: "裂变-聚变和混合堆三种嬗变包层中子学方案初步分析", 《核聚变与等离子体物理》, vol. 32, no. 4, 31 December 2012 (2012-12-31) *
杨超等: "聚变驱动的次临界系统嬗变MA的研究", 《原子能科学技术》, 30 June 2013 (2013-06-30) *

Cited By (12)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN108172318A (zh) * 2018-02-07 2018-06-15 中国科学院上海应用物理研究所 熔盐堆堆芯、熔盐堆系统、燃料循环系统及燃料循环方法
CN108172318B (zh) * 2018-02-07 2023-07-28 中国科学院上海应用物理研究所 熔盐堆堆芯、熔盐堆系统、燃料循环系统及燃料循环方法
CN108470589A (zh) * 2018-05-02 2018-08-31 中国科学技术大学 一种可同时嬗变次锕系核素和长寿命裂变产物的快热混合能谱临界堆芯
CN108470589B (zh) * 2018-05-02 2024-05-17 中国科学技术大学 一种可同时嬗变次锕系核素和长寿命裂变产物的快热混合能谱临界堆芯
CN109670239A (zh) * 2018-12-18 2019-04-23 北京应用物理与计算数学研究所 基于pin-by-pin模型的压水堆生产同位素模拟方法及系统
CN109670239B (zh) * 2018-12-18 2023-04-07 北京应用物理与计算数学研究所 基于pin-by-pin模型的压水堆生产同位素模拟方法及系统
CN110728033A (zh) * 2019-09-23 2020-01-24 中国核电工程有限公司 一种核燃料后处理中流化床的临界安全设计方法
CN110728033B (zh) * 2019-09-23 2024-05-17 中国核电工程有限公司 一种核燃料后处理中流化床的临界安全设计方法
CN112599259A (zh) * 2020-11-27 2021-04-02 中国核电工程有限公司 一种聚变-裂变混合堆嬗变燃料组件
CN112599259B (zh) * 2020-11-27 2023-11-24 中国核电工程有限公司 一种聚变-裂变混合堆嬗变燃料组件
CN113270205A (zh) * 2021-03-29 2021-08-17 中国核电工程有限公司 一种模块化压力管式气冷微堆堆芯
CN113270205B (zh) * 2021-03-29 2023-12-22 中国核电工程有限公司 一种模块化压力管式气冷微堆堆芯

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