CN112863709A - 适用于高释热功率的快堆燃料元件辐照试验装置及方法 - Google Patents

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Abstract

本发明公开了适用于高释热功率的快堆燃料元件辐照试验装置及方法，试验装置包括保护管、镉管、绝热管和辐照试验件；绝热管设置在保护管内侧，绝热管和保护管之间形成外侧冷却水流道，镉管设置在外侧冷却水流道内，所述外侧冷却水流道的顶部引入堆芯冷却水形成强迫流动冷却水；绝热管内侧形成内侧冷却水流道，辐照试验件安装在内侧冷却水流道内与镉管相对应的位置，所述内侧冷却水流道的顶部引入堆芯冷却水形成强迫流动冷却水，内侧冷却水流道内在辐照试验件的上游和下游均设置有热电偶。本发明所述试验装置具有可靠的冷却能力且改善中子能谱差异的影响，能够实现对快堆燃料实际线功率密度、辐照温度、中子能谱等参数高效率模拟试验研究。

Description

适用于高释热功率的快堆燃料元件辐照试验装置及方法
技术领域
本发明涉及堆辐照技术领域，具体涉及适用于高释热功率的快堆燃料元件辐照试验装置及方法。
背景技术
第四代核能系统国际论坛(GIF)提出的6种第四代先进核能系统堆型中，其中的5种堆型采用了快中子能谱的反应堆设计。快中子反应堆是未来先进裂变能系统的主力堆型，承担者提升核能系统发电效率、显著提高铀资源利用率的重大期望。
中子辐照试验是快堆燃料研发与验证的关键步骤，是研究快堆燃料、包壳材料的辐照效应对燃料元件整体性能影响的必须研究手段。由于国内外现有快中子反应堆辐照资源极为有限，采用已有丰富使用经验的高中子通量热谱研究堆，开展快堆燃料元件的中子辐照试验研究是合理可行的方法。
由于快堆燃料元件的线功率密度较大，且所需辐照温度较高，须采用特殊的辐照装置以满足辐照试验时的燃料元件释热导出与辐照温度控制要求。快堆燃料棒的峰值线功率密度高约45kW/m，其燃料包壳温度达500～600℃。为提高单位时间内试验燃料元件的累积燃耗值，在满足快堆燃料元件安全及其辐照温度控制余量的前提下，一般将燃料元件辐照时的线功率密度设计为接近峰值。这意味着辐照装置须具备足够强大且可靠的冷却能力，给辐照装置的设计带来较大困难。
为在热谱研究堆内开展快堆燃料中子辐照试验，还需须解决或改善中子能谱差异的影响，从而实现对快堆燃料实际线功率密度、辐照温度、中子能谱等参数高效率模拟试验研究。因此，须依托已有的高中子通量研究堆，研发适用于高释热功率快堆燃料元件辐照试验的辐照试验装置与相关技术。
发明内容
本发明的目的在于提供适用于高释热功率的快堆燃料元件辐照试验装置，该试验装置具有可靠的冷却能力且改善中子能谱差异的影响，能够实现对快堆燃料实际线功率密度、辐照温度、中子能谱等参数高效率模拟试验研究。
此外，本发明还提供基于上述试验装置的试验方法。
本发明通过下述技术方案实现：
适用于高释热功率的快堆燃料元件辐照试验装置，包括保护管、镉管、绝热管和辐照试验件；
所述绝热管设置在保护管内侧，所述绝热管和保护管之间形成外侧冷却水流道，所述镉管设置在外侧冷却水流道内，所述外侧冷却水流道的顶部引入堆芯冷却水形成强迫流动冷却水；
所述绝热管内侧形成内侧冷却水流道，所述辐照试验件安装在内侧冷却水流道内与镉管相对应的位置，所述内侧冷却水流道的顶部引入堆芯冷却水形成强迫流动冷却水，所述内侧冷却水流道内在辐照试验件的上游和下游均设置有热电偶。
本发明所述的保护管为一个整体结构，用于容纳和固定内部的镉管、绝热管以及辐照试验件，所述辐照试验件内搭载一根棒状高释热功率的快堆燃料元件。
所述镉管具有很大的热中子吸收截面，可以大幅度降低镉管以内结构的热中子注量率水平(中子能谱硬化)，从而使得试验燃料棒内的中子能谱更为接近快中子反应堆。
外侧冷却流道空间较大，用于容纳从辐照试验件引出热电偶引线以及试验段端部的引压管等。外侧冷却水流道引入研究堆的低温冷却水，利用强迫对流换热带走绝热管、镉管、保护管以及热点偶、引压管等的释热。
内侧冷却水流道同样引入研究堆堆芯冷却水，从上至下依次冲刷冷却辐照试验件，并带走试验燃料棒以及辐照试验件其余结构的释热。内侧流道与外侧流道互相隔离；在试验段上下端部位置均设置有热电偶，用于测量相应轴向位置的内侧流道冷却水温度。利用测量得到的内侧流道冷却水流量和试验段温升，可以得到所有辐照试验件的总释热功率。
本发明由于镉管位于绝热管的外部，并由外流道冷却水带走释热，则可以消除镉管自身较大功率的释热对内流道温升的影响；通过提升燃料芯体核功率占内流道冷却功率的份额，有利于提高芯体核功率的测量准确度；由于绝热管的热绝缘作用，可以大幅度减小内、外流道冷却水之间的换热，从而可以大幅度提升内流道冷却水的设计温升。对于某测量精度等级的热电偶测温系统，温升测量数据的不确定度将随着温升的增大而降低，从而间接的提高芯体核功率的测量准确度。
综上，本发明所述试验装置可以实现高线功率密度的快堆燃料元件辐照试验时的燃料元件释热导出、中子能谱硬化改善，满足快堆燃料元件辐照所需的辐照温度范围；排除装置漏热影响而实现燃料元件功率的准确测量，可用于在热谱研究堆中进行快堆燃料元件的辐照试验。
进一步地，镉管包括镉金属层，所述镉金属层的内侧和外侧分别设置有镉管内包壳和镉管外包壳。
即镉管在径向上分为三层，中间为镉金属层，由不锈钢包壳紧密包裹。镉金属层具有很大的热中子吸收截面，可以大幅度降低镉管以内结构的热中子注量率水平(中子能谱硬化)，从而使得试验燃料棒内的中子能谱更为接近快中子反应堆。
进一步地，镉管内包壳和镉管外包壳均采用不锈钢制成。
进一步地，绝热管包括绝热管外管和绝热管内管，所述绝热管外管和绝热管内管之间的空腔填充有绝热层。
进一步地，绝热层采用保温材料制成。
绝热管径向上分为外管、绝热层和内管，绝热层即为内、外管间的空腔，为压实的石棉粉末或其他导热系数较小的保温材料。
进一步地，在堆芯冷却水的引入端设置有流量调节结构。
所述流量调节结构设置在试验装置外侧，可通过辐照试验装置外部的流量调节结构，调节内侧流道的冷却水流量。通过改变冷却流量，改变辐照件外壁面的对流换热膜温差，从而可在一定范围内调节试验燃料元件的辐照温度。
进一步地，辐照试验件的数量大于等于2，多个辐照试验件沿着轴向布置，所述镉管与辐照试验件一一对应。
即该试验装置在轴向上分为多段，每段包含一个辐照试验件。每个辐照试验件内搭载一根棒状高释热功率的快堆燃料元件；试验装置轴向分段数目，主要取决于研究堆堆芯内轴向中子注量率分布平坦区域的长度以及用于试验的快堆燃料元件高度。
外侧冷却水流道在试验段内由镉管分隔为两个冷却水流道，而在试验段上游和下游重新合为一个流道；内侧冷却流道同样引入研究堆堆芯冷却水，从上至下依次冲刷冷却不同轴向位置的辐照试验件，并带走试验燃料棒以及辐照试验件其余结构的释热。
进一步地，保护管、镉管和绝热管采用同轴布置。
适用于高释热功率的快堆燃料元件辐照试验装置的试验方法，安装试验装置，在外侧冷却水流道和内侧冷却水流道内引入堆内冷却水，然后根据热电偶测量的内侧冷却水流道的试验段温升，结合内侧冷却水流道的流量，得到辐照试验件的释热功率。
进一步地，当辐照试验件的数量大于1时，先依据堆芯中子学计算获得的燃料元件芯体裂变功率，对不同轴向位置的辐照件独立开展热工设计，获得相应的铅铋合金层厚度，再安装试验装置。
受研究堆堆芯内中子注量率轴向分布的影响，装置内不同轴向位置燃料元件的芯体裂变功率不一。依据堆芯中子学计算获得的燃料元件芯体裂变功率，对不同轴向位置的辐照件独立开展热工设计，以获得相应的铅铋合金层厚度，从而减小不同燃料元件芯体处的温差差异，使得试验段内所有燃料元件的辐照温度基本一致。
本发明与现有技术相比，具有如下的优点和有益效果：
1)本发明的高释热功率的快堆燃料元件辐照试验装置，采用铅铋合金层建立径向换热温差，从而使得试验快堆燃料元件在研究堆低温冷却水环境下获得快堆运行工况下的温度环境；通过改变辐照件外的冷却流量，可在一定范围内调节和控制试验燃料元件的辐照温度，减少燃料元件释热功率波动对辐照温度的影响。
2)本发明的高释热功率的快堆燃料元件辐照试验装置，可搭载多个含单根快堆燃料元件的辐照试验件；因采用强迫流动冷却水冷却辐照试验件，可以保证高释热功率燃料元件的有效冷却。
3)本发明的高释热功率的快堆燃料元件辐照试验装置，通过每个辐照件开展独立设计，获得相应的铅铋合金厚度，从而可将装置内释热功率差异较大的多个燃料元件的辐照温度调节至同一范围内，最终实现一次辐照试验即得到同一辐照温度下多个不同燃耗水平的燃料棒样品。
4)本发明的高释热功率的快堆燃料元件辐照试验装置，通过将镉管设置于绝热管的外部，提升了燃料芯体核功率占内流道冷却功率的份额；通过设计的绝热管，大幅度减小内、外流道冷却水之间的换热，从而可以大幅度提升内流道冷却水的设计温升；从而有效地提高芯体核功率的测量准确度。
5)本发明的高释热功率的快堆燃料元件辐照试验装置，采用了金属镉管作为试验燃料棒的热中子屏蔽结构，可以大幅度降低试验燃料棒内的热中子注量率水平，从而使得该装置可以近似模拟快中子反应堆的中子能谱。
附图说明
此处所说明的附图用来提供对本发明实施例的进一步理解，构成本申请的一部分，并不构成对本发明实施例的限定。在附图中：
图1为试验装置径向结构示意图；
图2为试验装置纵截面图；
图3为辐照试验件纵截面图。
附图中标记及对应的零部件名称：
1-保护管，2-镉管外包壳，3-镉金属层，4-镉管内包壳，5-外侧冷却水流道，6-绝热管外管，7-绝热层，8-绝热管内管，9-内侧冷却水流道，10-辐照试验件，201-外套筒，202-气腔，203-铅铋合金，204-燃料元件上端塞，205-燃料元件内气腔，206-燃料元件芯体，207-燃料元件下端塞。
具体实施方式
为使本发明的目的、技术方案和优点更加清楚明白，下面结合实施例和附图，对本发明作进一步的详细说明，本发明的示意性实施方式及其说明仅用于解释本发明，并不作为对本发明的限定。
实施例1：
如图1所示，适用于高释热功率的快堆燃料元件辐照试验装置，包括保护管1、镉管、绝热管和辐照试验件10，所述保护管1、镉管和绝热管采用同轴布置，试验装置轴向上分为多段，每段包含一个辐照试验件；每个辐照试验件内搭载一根棒状高释热功率的快堆燃料元件；
所述绝热管设置在保护管1内侧，所述绝热管和保护管1之间形成外侧冷却水流道5，所述镉管设置在外侧冷却水流道5内，所述外侧冷却水流道5的顶部引入堆芯冷却水形成强迫流动冷却水：
所述镉管包括镉金属层3，所述镉金属层3的内侧和外侧分别设置有镉管内包壳4和镉管外包壳2，所述镉管内包壳4和镉管外包壳2均采用不锈钢制成；
镉金属层3具有很大的热中子吸收截面，可以大幅度降低镉管以内结构的热中子注量率水平，从而使得试验燃料棒内的中子能谱更为接近快中子反应堆。镉管设置于绝热管的外部，提升了燃料芯体核功率占内流道冷却功率的份额，有利于提高芯体核功率的测量准确度；
所述绝热管内侧形成内侧冷却水流道9，所述辐照试验件10安装在内侧冷却水流道9内与镉管相对应的位置，所述内侧冷却水流道9的顶部引入堆芯冷却水形成强迫流动冷却水，所述内侧冷却水流道9内在辐照试验件10的上游和下游均设置有热电偶：
所述绝热管包括绝热管外管6和绝热管内管8，所述绝热管外管6和绝热管内管8之间的空腔填充有绝热层7；所述绝热层7采用保温材料制成，所述保温材料可以是石棉；
通过绝热管的热绝缘作用，大幅度减小内侧冷却水流道9、外侧冷却水流道5之间的换热，从而可以大幅度提升内侧冷却水流道9的冷却水的设计温升，从而有效地提高芯体核功率的测量准确度。对于内外不锈钢包壳厚度为1.0mm、长度为1m绝热管，若绝热层的外径为61mm、厚度为1.0mm的石棉粉末(导热系数取0.15W/m.K)，在内、外冷却水平均换热温差为10℃时的通过绝热管换热功率仅277W。同样条件下，若无绝热层材料且采用不锈钢代替，则通过绝热管的换热功率高达9.2kW；若内外侧换热温差缩小至3℃，则换热功率仍高达2.7kW。此实例说明了绝热管热绝缘作用的有效性，和对提升内流道冷却水设计温升的必要性；
试验段上、下游位置设置分别设置有引压管；引压管用于监测试验段的压差，经与辐照装置入堆前获得的流量-压差曲线对比，从而获得实际的试验段冷却水流量，以确保辐照件的冷却与燃料元件的安全。
如图3所示，辐照试验件10大体为多层圆筒形结构，由外而内依次为外套筒201、燃料元件组成。外套筒201与燃料元件的包壳之间形成均匀厚度的环形间隙，间隙内填充液态的铅铋合金203，燃料元件包括燃料元件内气腔205，在燃料元件内气腔205内设置燃料元件芯体206，所述燃料元件的包壳的外壁设置燃料元件上端塞204和燃料元件下端塞207，外套筒201内设置有气腔202。
依据堆芯中子学计算获得的燃料元件芯体裂变功率，对不同轴向位置的辐照件独立开展热工设计，以获得相应的铅铋合金层厚度，从而减小不同燃料元件芯体处的温差差异，使得试验段内所有燃料元件的辐照温度基本一致。
本实施例以15.2cm长的典型快堆燃料短棒为例，如图2所示，设其燃料芯体长度为6cm；在高通量工程试验堆(HFETR)的辐照孔道内布置4个辐照件，则4个燃料元件芯体的相对功率为77％～100％(以最高功率为100％)。若最高功率燃料芯体的线功率密度取43.6kW/m，则其辐照件内铅铋合金层厚度取4.0mm时，以40℃冷却水以2.5m/s流速冲刷冷却辐照件，其燃料包壳内表面温度为540℃。同理，其余线功率密度水平的3个辐照件内，铅铋合金厚度为4.0～5.4mm时，相同冷却条件下的燃料包壳内表面温度为537～541℃。由此可见，辐照装置内每个辐照件独立设计铅铋合金层厚度，可以有效减少不同释热功率燃料元件的辐照温度差异，使得试验段内同批次试验燃料元件的辐照温度基本一致。
实施例2：
如图1所示，本实施例基于实施例1，在堆芯冷却水的引入端设置有流量调节结构。
可通过辐照试验装置外部的冷却水流量调节结构，调节内侧流道的冷却水流量。通过改变冷却流量，改变辐照件外壁面的对流换热膜温差，从而可在一定范围内调节试验燃料元件的辐照温度。
以上所述的具体实施方式，对本发明的目的、技术方案和有益效果进行了进一步详细说明，所应理解的是，以上所述仅为本发明的具体实施方式而已，并不用于限定本发明的保护范围，凡在本发明的精神和原则之内，所做的任何修改、等同替换、改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。

Claims (10)

1.适用于高释热功率的快堆燃料元件辐照试验装置，其特征在于，包括保护管(1)、镉管、绝热管和辐照试验件(10)；
所述绝热管设置在保护管(1)内侧，所述绝热管和保护管(1)之间形成外侧冷却水流道(5)，所述镉管设置在外侧冷却水流道(5)内，所述外侧冷却水流道(5)的顶部引入堆芯冷却水形成强迫流动冷却水；
所述绝热管内侧形成内侧冷却水流道(9)，所述辐照试验件(10)安装在内侧冷却水流道(9)内与镉管相对应的位置，所述内侧冷却水流道(9)的顶部引入堆芯冷却水形成强迫流动冷却水，所述内侧冷却水流道(9)内在辐照试验件(10)的上游和下游均设置有热电偶。
2.根据权利要求1所述的适用于高释热功率的快堆燃料元件辐照试验装置，其特征在于，所述镉管包括镉金属层(3)，所述镉金属层(3)的内侧和外侧分别设置有镉管内包壳(4)和镉管外包壳(2)。
3.根据权利要求2所述的适用于高释热功率的快堆燃料元件辐照试验装置，其特征在于，所述镉管内包壳(4)和镉管外包壳(2)均采用不锈钢制成。
4.根据权利要求1所述的适用于高释热功率的快堆燃料元件辐照试验装置，其特征在于，所述绝热管包括绝热管外管(6)和绝热管内管(8)，所述绝热管外管(6)和绝热管内管(8)之间的空腔填充有绝热层(7)。
5.根据权利要求4所述的适用于高释热功率的快堆燃料元件辐照试验装置，其特征在于，所述绝热层(7)采用保温材料制成。
6.根据权利要求1所述的适用于高释热功率的快堆燃料元件辐照试验装置，其特征在于，在堆芯冷却水的引入端设置有流量调节结构。
7.根据权利要求1所述的适用于高释热功率的快堆燃料元件辐照试验装置，其特征在于，所述辐照试验件(10)的数量大于等于2，多个辐照试验件(10)沿着轴向布置，所述镉管与辐照试验件(10)一一对应。
8.根据权利要求1-7任一项所述的适用于高释热功率的快堆燃料元件辐照试验装置，其特征在于，所述保护管(1)、镉管和绝热管采用同轴布置。
9.基于权利要求1-8任一项所述的适用于高释热功率的快堆燃料元件辐照试验装置的试验方法，其特征在于，安装试验装置，在外侧冷却水流道(5)和内侧冷却水流道(9)内引入堆内冷却水，然后根据热电偶测量的内侧冷却水流道(9)的试验段温升，结合内侧冷却水流道(9)的流量，得到辐照试验件(10)的释热功率。
10.根据权利要求9所述的适用于高释热功率的快堆燃料元件辐照试验装置的试验方法，其特征在于，当辐照试验件(10)的数量大于1时，先依据堆芯中子学计算获得的燃料元件芯体裂变功率，对不同轴向位置的辐照件独立开展热工设计，获得相应的铅铋合金层厚度，再安装试验装置。
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* Cited by examiner, † Cited by third party
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CN115762833A (zh) * 2022-11-17 2023-03-07 中国核动力研究设计院 一种适用于研究堆的升降式辐照装置及辐照温度控制方法

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN115762833A (zh) * 2022-11-17 2023-03-07 中国核动力研究设计院 一种适用于研究堆的升降式辐照装置及辐照温度控制方法
CN115762833B (zh) * 2022-11-17 2024-01-30 中国核动力研究设计院 一种适用于研究堆的升降式辐照装置及辐照温度控制方法

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