CN107967949A - 铅基快堆四边形燃料组件及其用于的快中子反应堆 - Google Patents

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许谦
陈义学
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    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Abstract

本发明公开了一种铅基快堆四边形燃料组件,该燃料组件包括栅格板和燃料棒,其中,所述栅格板呈四边形,其上开设有流通孔和夹持孔,每四个流通孔均匀分布于一个夹持孔周围,每四个夹持孔均匀分布于一个流通孔周围,并且,均匀分布于一个流通孔周围的四个夹持孔之间的距离相等,呈正方形排布;所述栅格板有多个且互相平行排布,所述燃料棒有多个且互相平行排布,其中,每个燃料棒都依次穿过燃料组件上的全部栅格板的一个夹持孔,从而固定燃料棒的位置,进一步地,在每个燃料组件外部都不设置套筒,使得相邻燃料组件之间的冷却剂能够自由流动,从而增强了非正常停堆时冷却剂进行非能动自然循环的能力。

Description

铅基快堆四边形燃料组件及其用于的快中子反应堆
技术领域
本发明涉及核电领域,尤其涉及一种可用于快中子反应堆中的能够减小冷却剂流动阻力、提高反应堆安全性的四边形燃料组件。
背景技术
目前的核电站中,大多数使用的是轻水堆。轻水堆以铀-235为燃料,但是由于天然铀储量中铀-235约只占0.7%,而99.3%是铀-238,而铀-238却不容易发生裂变,所以不能用作轻水堆的燃料,快中子反应堆不用铀-235,而用钚-239作燃料,不过在堆芯燃料钚-239的外围再生区里放置铀-238。钚-239产生裂变反应时放出来的快中子,被装在外围再生区的铀-238吸收,铀-238就会很快变成钚-239。这样,钚-239裂变,在产生能量的同时,又不断地将铀-238变成可用燃料钚-239,由于反应堆主要依靠快中子裂变产生能量,所以这种反应堆又称“快中子反应堆”,如果转化比大于1,则称为快中子增殖反应堆。
目前已有的快中子反应堆的燃料组件通常是由一个六角形外套管和燃料棒束组成,燃料棒在六角形外套管内以正三角形密集栅排列,组件下端开孔,冷却剂由下往上流动。这样的布置方式使得冷却剂份额较小,并且冷却剂在每个组件内部流动时阻力较大,不利于堆芯热量的导出。
以往的快堆设计常采用“游泳池”的设计方式,这种设计虽然相对比较安全,但同时增加了建造成本。
现在在运行的绝大多数反应堆都是热中子反应堆,它们都是采用二回路设计,一回路是堆芯和冷却剂部分,包容在密闭的压力容器中,产生热量将冷却剂加热,流动的冷却剂与二回路的水交换热量,水变成水蒸汽对汽轮机做功,使得汽轮发电机发电。
所述游泳池式反应堆又称池式反应堆,是一种将堆芯安装在水池内的实验用反应堆。通常水池深6-10m,以浓缩铀作燃料,堆芯置于池底或悬在池中,后一种情况堆芯可在池内移动,因而得名。池中可以盛放冷却剂,在池之侧面及底部浇灌有重混凝土屏蔽层。
钠冷快堆使用的就是这种设计方式,由于钠的化学性质活泼,和水会发生剧烈的反应,必须增加一个中间换热回路,设计了三回路传热系统。一回路是堆芯部分和液态钠,二回路中是液态钠和液态钠进行热量传递,三回路是液态钠和水交换热量,最终水变成水蒸汽对汽轮机做功,使得汽轮发电机发电,但是结构过于复杂,生产建设成本巨大。由于上述原因,本发明人对现有的快中子反应堆的燃料组件进行了深入研究,以便设计出能够解决上述问题的新型燃料组件和与组件相应的反应堆堆芯设计。
发明内容
为了克服上述问题,本发明人进行了研究,设计出一种铅基快堆四边形燃料组件,其中采用原子序数比较高的铅或者铅-铋合金做为冷却剂,富集度为15%~30%的UO2燃料,或者(Pu-30%,U-70%)O2燃料(钚铀氧化物混合燃料),从而既能保证系统安全,还可以在结构简单、低成本的情况下获得能量和将铀-238变成可用燃料钚-239;具体来说,该燃料组件包括栅格板和燃料棒,燃料棒有多个,由栅格板固定,其中,所述栅格板呈四边形,优选为正方形,其上开设有流通孔和夹持孔,在固定燃料棒的同时尽量减少对冷却剂流动的阻碍,在每个燃料组件外部都不设置套筒,使得相邻燃料组件之间的冷却剂能够自由流动,从而完成本发明。
具体来说,本发明的目的在于提供一种铅基快堆四边形燃料组件,该燃料组件包括栅格板1和燃料棒2,
其中,所述栅格板1呈四边形,其上开设有流通孔3和夹持孔4,
所述燃料棒2穿过所述夹持孔4。
其中,在所述栅格板1上,每四个流通孔3均匀分布于一个夹持孔4周围,每四个夹持孔4均匀分布于一个流通孔3周围。
其中,均匀分布于一个流通孔3周围的四个夹持孔4之间的距离相等,优选地,所述四个夹持孔4的中心点呈正方形排布,流通孔3中心位于该正方形中心。
其中,均匀分布于一个夹持孔4周围的四个流通孔3之间的距离相等,优选地,所述四个流通孔3的中心点呈正方形排布,夹持孔4中心位于该正方形中心。
其中,在所述燃料组件中包括多个栅格板1和多根燃料棒2,其中,相邻两个栅格板之间具有设定距离,燃料棒2依次穿过全部多个栅格板1。
其中,在相邻的两个栅格板1之间设置有支撑柱6,
优选地,所述支撑柱有四个,
进一步优选地,所述支撑柱与栅格板在夹持孔处固接。
其中,在所述燃料组件外部没有套筒,相邻燃料组件之间的冷却剂互相连通。
其中,所述栅格板1选自第一类栅格板、第二类栅格板及其组合,其中:
在所述第一类栅格板中,所述流通孔3和夹持孔4均为圆孔,在所述夹持孔4的内壁上设置有用于夹持燃料棒的凸起41,所述凸起41的顶部抵接在燃料棒2的外壁上。
在所述第二类栅格板中,所述流通孔3呈圆环状,相邻的圆环状流通孔3之间通过连接短杆31相连,两两相邻的呈正方形排列四个流通孔3和连接短杆31共同构成不规则形状的夹持孔4,所述燃料棒夹持于该孔中,燃料棒外壁与圆环状流通孔3的外壁相抵接。
其中,该反应堆中安装有如上文所述的铅基快堆四边形燃料组件,
优选地,所述反应堆中的冷却剂为液态铅合金或者液态铅铋合金。
本发明中所采用的冷却剂为铅合金或者铅铋合金(铅基材料),它们的化学稳定性高,与空气和水反应性弱,与钠冷快堆相比避免了起火及爆炸等安全问题,可以省去中间回路的设计,降低建造和维护成本。同时,铅基材料的载热能力及自然循环能力强,可依靠自然循环排出堆芯余热,大大提高了反应堆的非能动安全性。
具体来说,在铅冷或者铅铋冷却快堆中燃料组件采用所述四边形燃料组件,与现在所用六角形套管组件相比,首先,在制造方面工艺比较简单,不需要对套管以及管壁内部结构进行精加工,其次,冷却剂对所述四边形组件进行冷却时,由于燃料组件外部没有套筒包裹,冷却剂属于开放交互式流通,不仅可以减小冷却剂流动阻力,提高循环泵的使用寿命,还可以减小局部受热不均匀现象,提高组件和堆内结构材料寿命,也能增强非正常停堆时冷却剂进行非能动自然循环的能力。
另外,铅合金或者铅铋合金(铅基材料)对于中子的吸收和慢化能力都比较弱,裂变反应产生的快中子能够保证铀-238转变为容易裂变的钚-239继续进行核裂变反应放出能量,同时保证核燃料的增殖能力;快中子还能促进反应堆乏燃料中高放射性水平物质的嬗变,使本来需要数十万年甚至更久的时间才能达到无害水平的物质短时间内转变为放射性水平低、对环境无害的物质,使得反应堆系统具有更高的核废料嬗变和核燃料增殖能力。
附图说明
图1示出根据本发明一种优选实施方式的铅基快堆四边形燃料组件上栅格板整体结构示意图;
图2示出根据本发明一种优选实施方式的铅基快堆四边形燃料组件上第一类栅格板的结构放大图;
图3示出根据本发明一种优选实施方式的铅基快堆四边形燃料组件上第二类栅格板的结构放大图;
图4示出根据本发明一种优选实施方式的铅基快堆四边形燃料组件整体结构示意图。
附图标号说明:
1-栅格板
2-燃料棒
3-流通孔
31-连接短杆
4-夹持孔
41-凸起
5-包壳
6-支撑柱
具体实施方式
下面通过附图和实施例对本发明进一步详细说明。通过这些说明,本发明的特点和优点将变得更为清楚明确。
在这里专用的词“示例性”意为“用作例子、实施例或说明性”。这里作为“示例性”所说明的任何实施例不必解释为优于或好于其它实施例。尽管在附图中示出了实施例的各种方面,但是除非特别指出,不必按比例绘制附图。
根据本发明提供的一种铅基快堆四边形燃料组件,如图1、图2和图3中所示,该燃料组件包括栅格板1和燃料棒2,其中,所述栅格板1呈四边形,其上开设有流通孔3和夹持孔4,所述燃料棒2穿过所述夹持孔4。优选地,所述流通孔3和夹持孔4都是中线垂直于栅格板板面的通孔。反应堆中的冷却剂可以流经所述流通孔,从而穿过栅格板。
本发明中所述的铅基快堆四边形燃料组件中铅基是指以铅铋合金或者铅合金作为冷却剂,所述快堆是指主要由快中子引发裂变释放能量的反应堆,本发明中所述的燃料组件都是指代所述铅基快堆四边形燃料组件。
在一个优选的实施方式中,所述栅格板为矩形,优选的为正方形,其上开设的夹持孔也是按照正方形阵列排布的,从而使得燃料组件中的燃料棒按照正方形阵列进行排布,具体来说,传统快堆组件燃料棒采用六边形排列,这种燃料棒排列方式与正方形排列方式相比,比较密集,通过计算可知,相同直径的燃料棒,按照相同的棒间距排列,例如下文提到的13×13排布,单位面积内按六边形组件中排列方式的燃料棒所占比例为63%,正方形组件中燃料棒所占比例为55%。因此,正方形组件中除去燃料棒之外的空间更大,留给冷却剂的份额也相应增加,最大可以达到45%,与原来冷却剂相比,份额提高了约8%,冷却剂的流动空间也相应增加,这些改进都有利于堆芯热量的导出。
本发明中提供的燃料组件是应用在铅基快堆中的,铅基快堆的特点是采用了容器式的设计,而不是“游泳池”式的设计方式,相应地,需要燃料组件、冷却剂具有很好的导热性能,并且不会与空气、水发生剧烈的化学反应的特性,而本发明中提供的没有套筒的四边形燃料组件具有在严重事故情况下冷却剂流动阻力小特点,冷却剂也具有及时把热量带走的能力,从而能够使反应堆具有非能动安全特性,从而使得该快堆能够在结构简单、低成本的情况下获得能量和将铀-238变成可用燃料钚-239。
本发明中所述的流通孔3用以供燃料组件中的冷却剂通行,所述冷却剂优选的为液态铅合金或者铅铋合金,其直径根据燃料组件中燃料棒设置的密集程度确定;所述夹持孔4用以供燃料棒穿过,优选地用以供带有包壳5的燃料棒穿过,从而夹持孔能够限制燃料棒所在的位置,本发明中所述的燃料棒2一般是指燃料芯块和其外部包覆密封的包壳5;本发明中所述的燃料棒2是本领域中的常见的燃料棒,本发明中对此不作特别限定,在实施本发明时选用常用的燃料棒即可,如选用燃料芯块直径为7.4mm、包壳内径为7.7mm、外径为8.2mm的燃料棒,所述燃料棒的长度优选的为3m。
在一个优选的实施方式中,如图1、图2和图3中所示,在所述栅格板1上夹持孔和流通孔间隔阵列排布,每四个流通孔3均匀分布于一个夹持孔4周围,每四个夹持孔4均匀分布于一个流通孔3周围,即流通孔3和夹持孔4交替间隔设置。优选地,在一个栅格板1上,所有的夹持孔相互之间的间距均相等。
进一步优选地,均匀分布于一个流通孔3周围的四个夹持孔4之间的距离相等,优选地,所述四个夹持孔4的中心点呈正方形排布,即将四个夹持孔的中心分别视作一个点,则这四个点顺次相连能够得到一个正方形;均匀分布于一个夹持孔4周围的四个流通孔3之间的距离相等,优选地,所述四个流通孔3的中心点呈正方形排布,夹持孔4中心位于该正方形中心。
在一个优选的实施方式中,如图1、图2和图3中所示,所述燃料组件中设置有多个互相平行的栅格板1和多个互相平行的燃料棒2,相邻两个栅格板之间具有设定距离,其中,每个燃料棒2都依次穿过燃料组件上的全部多个栅格板1,。
在一个优选的实施方式中,如图2和图3中所示,在所述燃料棒2外部设置有包壳5,所述燃料棒及其外部的包壳都穿过所述夹持孔4。所述包壳5是核燃料的密封外壳,其作用是防止裂变产物逸散和避免燃料受冷却剂腐蚀以及有效地导出热能。
在一个优选的实施方式中,如图2和图3中所示,在相邻的两个栅格板1之间设置有支撑柱6。优选地,在相邻的两个栅格板1之间的支撑柱有四个,优选地,每个所述支撑柱都与栅格板在夹持孔处固接,即四个支撑柱分别固接于四个夹持孔上,例如穿过夹持孔或焊接于夹持孔上,且该四个支撑柱/夹持孔呈正方形排布,与支撑柱固接的夹持孔不再容纳燃料棒,即无燃料棒穿过。
具体来说,所述支撑柱的尺寸可以略大于夹持孔的内径尺寸,从而支撑柱不能伸入到夹持孔内,支撑柱焊接在夹持孔的外部;所述支撑柱的尺寸也可以等于或者略小于夹持孔的内径尺寸,从而支撑柱可以伸入到夹持孔内,从而将支撑柱焊接在夹持孔的内壁上,每相邻的两个栅格板之间都具有四个支撑柱,即位于中间的栅格板的两侧都设置有支撑柱,当支撑柱的尺寸等于或者略小于夹持孔的内径尺寸时,位于中间的栅格板的两侧的支撑柱可以是一体的,即支撑柱穿过一层栅格板,并且将该栅格板与相邻的两层栅格板固结,以此类推,燃料组件的多层栅格板可以由一组或者多组支撑柱连接成一个整体,所述一组支撑柱是指分别位于四个夹持孔附近的四个支撑柱。
在一个优选的实施方式中,在所述燃料组件外部没有外壳,相邻燃料组件之间的冷却剂互相连通,多个燃料组件并排设置时,冷却剂可以充分地在相邻燃料组件之间流通,还可以通过燃料组件上的流通孔沿着燃料棒的延伸方向流动,燃料组件之间没有套筒隔离,增强了非正常停堆时冷却剂进行非能动自然循环的能力,即提高了冷却剂自然循环能力,从而提高安全性。
在一个优选的实施方式中,每个燃料组件都包括多个栅格板1,优选地包括8-11个栅格板,最优选地包括9个栅格板,如图4中所示,各个栅格板上的开孔位置一致。
每个栅格板的厚度为18-30mm,优选的为26mm;每个栅格板的顶面都呈正方形,其边长为120mm-130mm,优选地为126mm;在每个栅格板上都开设有多个夹持孔4,且多个夹持孔4呈正方形排布,其排布规则可以为9×9、10×10、11×11、12×12、13×13、14×14等等,优选的为11×11或者13×13;夹持孔4所成的正方形图案的边与正方形栅格板的边分别平行,在11×11排列的组件中,燃料棒间距为11.5mm;在13×13排列的组件中,燃料棒间距(夹持孔孔距)为9.7mm;当所述夹持孔4按照11×11的排布规则进行开设时,共计开设夹持孔121个,其上可以插入117个燃料棒,因为有四个夹持孔附近设置有支撑柱6而不能插入燃料棒。
其中,优选地,在靠近核反应堆中心的区域设置排布夹持孔4比较稀疏的栅格板,以便于提高中心区域的冷却剂换热能力;
在一个优选的实施方式中,所述栅格板1选自第一类栅格板、第二类栅格板及其组合;具体来说,
燃料组件中可以只包括第一类栅格板,或者
燃料组件中也可以只包括第二类栅格板,或者
燃料组件中还可以包括第一类栅格板和第二类栅格板。
优选地,两种栅格板交替使用既能够提高燃料组件的结构强度,还能够适当调整冷却剂的流通路径,消除冷却剂不流通的死角。
在一个优选的实施方式中,如图2中所示,在所述第一类栅格板上流通孔3和夹持孔4均为圆孔,在所述夹持孔4的内壁上设置有凸起41,所述凸起41的顶部抵接在燃料棒2的外壁上,所述凸起是用于夹持燃料棒的,即第一类栅格板是通过凸起固定燃料棒的。优选地,第一类栅格板中,夹持孔的内径大于燃料棒2的外径,所述夹持孔的内径为8-10mm,凸起的高度为0.3-0.5mm;具体的尺寸根据具体情况设定,当包壳外径为8.2mm时,夹持孔的内径为9mm,所述凸起的高度为0.4mm;进一步优选地,所述凸起有多个,均布在夹持孔的内壁上,最优选地设置六个凸起;该第一类栅格板上适宜开设较多的夹持孔,如按照13×13的排列方式开设夹持孔;
优选地,所述凸起呈半球状或者呈截面为半圆形的条状。
在一个优选的实施方式中,如图3中所示,在所述第二类栅格板中,所述流通孔3呈圆环状,相邻的圆环状流通孔3之间通过连接短杆31相连,两两相邻的呈正方形排列的四个流通孔3和连接其的连接短杆31共同构成不规则形状的夹持孔4,所述燃料棒夹持于该孔中,所述圆环状流通孔3的外壁与所述燃料棒2的外壁抵接,在燃料棒和所述夹持孔4之间的空隙中流通冷却剂。该第二类栅格板上适宜开设较少的夹持孔,如按照11×11的排列方式开设夹持孔;所述圆环状流通孔3的内径为4-5mm,外径为7-9mm,连接短杆的宽度为1.2-2mm;具体的尺寸可根据具体情况设定,例如当按照11×11的排列方式开设夹持孔时,燃料棒间距为11.5mm,栅格板上圆环状流通孔3的内径为4.6mm,外径为8mm,连接短杆的宽度为1.5mm。
上述两种栅格板都能够在固定燃料棒位置的同时,减少包壳与栅格板的接触,避免局部过热引发包壳破裂,提高燃料棒的寿命,降低整个组件以及堆芯中的燃料包壳破损率。
在栅格板上开设有多种孔,如流通孔和夹持孔,所述夹持孔中嵌入燃料棒后,夹持孔不会被燃料棒完全充满,还会留有一定的空隙,所述空隙和流通孔的总开口面积越大,栅格板对于冷却剂的阻碍越小,即所述夹持孔不仅仅用于限制、固定燃料棒,还与流通孔一起供冷却剂流通,减小栅格板对冷却剂流通的阻碍。
根据本发明提供的一种快中子反应堆,该反应堆中安装有多个如上述所述的铅基快堆四边形燃料组件,各个所述燃料组件之间可以供冷却剂流通,优选地,所述反应堆中的冷却剂为液态铅合金或者铅铋合金,选择铅合金或者铅铋合金作为冷却剂主要是它们具有较好的化学性质,即不与空气、水发生剧烈的化学反应,同时具有良好的导热能力,能及时冷却燃料裂变产生的高功率密度(100~300W/cm3)的热量;它们不会对中子进行过多的慢化,能保持整个堆芯具有快中子能谱的特性。
以上结合了优选的实施方式对本发明进行了说明,不过这些实施方式仅是范例性的,仅起到说明性的作用。在此基础上,可以对本发明进行多种替换和改进,这些均落入本发明的保护范围内。

Claims (9)

1.一种铅基快堆四边形燃料组件,其特征在于,该燃料组件包括栅格板(1)和燃料棒(2),
其中,所述栅格板(1)呈四边形,其上开设有流通孔(3)和夹持孔(4),
所述燃料棒(2)穿过所述夹持孔(4)。
2.根据权利要求1所述的燃料组件,其特征在于,
在所述栅格板(1)上,每四个流通孔(3)均匀分布于一个夹持孔(4)周围,每四个夹持孔(4)均匀分布于一个流通孔(3)周围。
3.根据权利要求2所述的燃料组件,其特征在于,
均匀分布于一个流通孔(3)周围的四个夹持孔(4)之间的距离相等,优选地,所述四个夹持孔(4)的中心点呈正方形排布,流通孔(3)中心位于该正方形中心。
4.根据权利要求2所述的燃料组件,其特征在于,
均匀分布于一个夹持孔(4)周围的四个流通孔(3)之间的距离相等,优选地,所述四个流通孔(3)的中心点呈正方形排布,夹持孔(4)中心位于该正方形中心。
5.根据权利要求1所述的燃料组件,其特征在于,
在所述燃料组件中包括多个栅格板(1)和多根燃料棒(2),其中,相邻两个栅格板之间具有设定距离,燃料棒(2)依次穿过全部多个栅格板(1)。
6.根据权利要求5所述的燃料组件,其特征在于,
在相邻的两个栅格板(1)之间设置有支撑柱(6),
优选地,所述支撑柱有四个,
进一步优选地,所述支撑柱与栅格板在夹持孔处固接。
7.根据权利要求1所述的燃料组件,其特征在于,
在所述燃料组件外部没有套筒,相邻燃料组件之间的冷却剂互相连通。
8.根据权利要求1所述的燃料组件,其特征在于,
所述栅格板(1)选自第一类栅格板、第二类栅格板及其组合,其中:
在所述第一类栅格板中,所述流通孔(3)和夹持孔(4)均为圆孔,在所述夹持孔(4)的内壁上设置有用于夹持燃料棒的凸起(41),所述凸起(41)的顶部抵接在燃料棒(2)的外壁上;
在所述第二类栅格板中,所述流通孔(3)呈圆环状,相邻的圆环状流通孔(3)之间通过连接短杆(31)相连,两两相邻的呈正方形排列四个流通孔(3)和连接短杆(31)共同构成不规则形状的夹持孔(4),所述燃料棒夹持于该孔中,燃料棒外壁与圆环状流通孔(3)的外壁相抵接。
9.一种快中子反应堆,其特征在于,
该反应堆中安装有如权利要求1-8所述的铅基快堆四边形燃料组件,
优选地,所述反应堆中的冷却剂为液态铅合金或者液态铅铋合金。
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Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN113140339A (zh) * 2021-03-10 2021-07-20 复旦大学 用于测试快中子反应堆燃料组件水力学性能的回路装置
CN113871032A (zh) * 2021-08-17 2021-12-31 中国核电工程有限公司 一种棱柱式高温气冷堆燃料组件及堆芯

Citations (5)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU56700U1 (ru) * 2006-05-23 2006-09-10 Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" Опорная решетка для тепловыделяющей сборки ядерного реактора
WO2010021565A1 (ru) * 2008-08-04 2010-02-25 Открытое Акционерное Общество "Машиностроительный Зaвoд" Опорная решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора
JP2012168100A (ja) * 2011-02-16 2012-09-06 Tokyo Institute Of Technology 原子炉および発電設備
US20160155519A1 (en) * 2014-11-27 2016-06-02 Kepco Nuclear Fuel Co., Ltd. Spot welding gun and welding method for the nuclear fuel skeleton
CN206148144U (zh) * 2016-10-20 2017-05-03 华北电力大学 铅基快堆四边形燃料组件及其用于的快中子反应堆

Patent Citations (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU56700U1 (ru) * 2006-05-23 2006-09-10 Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" Опорная решетка для тепловыделяющей сборки ядерного реактора
WO2010021565A1 (ru) * 2008-08-04 2010-02-25 Открытое Акционерное Общество "Машиностроительный Зaвoд" Опорная решетка тепловыделяющей сборки ядерного реактора
CN102105942A (zh) * 2008-08-04 2011-06-22 机械工程制造厂股份公司 用于核反应堆的燃料组件的支撑栅格
JP2012168100A (ja) * 2011-02-16 2012-09-06 Tokyo Institute Of Technology 原子炉および発電設備
US20160155519A1 (en) * 2014-11-27 2016-06-02 Kepco Nuclear Fuel Co., Ltd. Spot welding gun and welding method for the nuclear fuel skeleton
CN206148144U (zh) * 2016-10-20 2017-05-03 华北电力大学 铅基快堆四边形燃料组件及其用于的快中子反应堆

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
《注册核安全工程师岗位培训丛书》编委会: "《核安全综合知识(修订版)》", 中国环境科学出版社, pages: 127 - 128 *

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN113140339A (zh) * 2021-03-10 2021-07-20 复旦大学 用于测试快中子反应堆燃料组件水力学性能的回路装置
CN113871032A (zh) * 2021-08-17 2021-12-31 中国核电工程有限公司 一种棱柱式高温气冷堆燃料组件及堆芯

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