CN113205892B - 一种棱柱式气冷微堆的堆芯系统 - Google Patents

一种棱柱式气冷微堆的堆芯系统 Download PDF

Info

Publication number
CN113205892B
CN113205892B CN202110334229.9A CN202110334229A CN113205892B CN 113205892 B CN113205892 B CN 113205892B CN 202110334229 A CN202110334229 A CN 202110334229A CN 113205892 B CN113205892 B CN 113205892B
Authority
CN
China
Prior art keywords
fuel
control
reactor core
assembly
rod
Prior art date
Legal status (The legal status is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the status listed.)
Active
Application number
CN202110334229.9A
Other languages
English (en)
Other versions
CN113205892A (zh
Inventor
张成龙
刘国明
袁媛
张朔婷
朱思阳
申腾
Current Assignee (The listed assignees may be inaccurate. Google has not performed a legal analysis and makes no representation or warranty as to the accuracy of the list.)
China Nuclear Power Engineering Co Ltd
Original Assignee
China Nuclear Power Engineering Co Ltd
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by China Nuclear Power Engineering Co Ltd filed Critical China Nuclear Power Engineering Co Ltd
Priority to CN202110334229.9A priority Critical patent/CN113205892B/zh
Publication of CN113205892A publication Critical patent/CN113205892A/zh
Application granted granted Critical
Publication of CN113205892B publication Critical patent/CN113205892B/zh
Active legal-status Critical Current
Anticipated expiration legal-status Critical

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/326—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements comprising fuel elements of different composition; comprising, in addition to the fuel elements, other pin-, rod-, or tube-shaped elements, e.g. control rods, grid support rods, fertile rods, poison rods or dummy rods
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/326—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements comprising fuel elements of different composition; comprising, in addition to the fuel elements, other pin-, rod-, or tube-shaped elements, e.g. control rods, grid support rods, fertile rods, poison rods or dummy rods
    • G21C3/328—Relative disposition of the elements in the bundle lattice
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
    • G21C3/58—Solid reactor fuel Pellets made of fissile material
    • G21C3/62—Ceramic fuel
    • G21C3/64—Ceramic dispersion fuel, e.g. cermet
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/12—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by composition, e.g. the moderator containing additional substances which ensure improved heat resistance of the moderator
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/14—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by shape
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00—Control of nuclear reaction
    • G21C7/02—Control of nuclear reaction by using self-regulating properties of reactor materials, e.g. Doppler effect
    • G21C7/04—Control of nuclear reaction by using self-regulating properties of reactor materials, e.g. Doppler effect of burnable poisons
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Ceramic Engineering (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • Dispersion Chemistry (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

本发明公开一种棱柱式气冷微堆的堆芯系统，包括堆芯活性区、反射层、以及控制组件，所述堆芯活性区包括多个棱柱形的燃料组件，多个所述燃料组件在堆芯活性区的辐向上设置为多个分区、在堆芯活动区的轴向上分层设置为多层；所述反射层包裹在所述堆芯活性区外部，用于防止中子泄漏；所述控制组件设于所述堆芯活动区内和所述反射层内，用于控制堆芯停堆。本发明的棱柱式气冷微堆的堆芯系统，具有优越的固有安全性。

Description

一种棱柱式气冷微堆的堆芯系统
技术领域
本发明属于核技术领域，具体涉及一种棱柱式气冷微堆的堆芯系统。
背景技术
如何提高核电厂安全性一直以来都是核电发展的关键问题。
目前，国内运行的核电机组主要是二代加压水堆、以“华龙一号”为代表的三代压水堆、球床式高温气冷堆。
压水堆主要通过冗余设计和专设安全设施来提高其安全性，但会导致核电厂系统更复杂、成本更高，也有一些压水堆采用自然循环等非能动安全设计，但只能起到一定的辅助作用；球床式高温气冷堆具有很好的固有安全性，但是球形燃料在球床上相互摩擦，会形成一定量的放射性粉尘排放至环境，并且，球床堆芯部件不易更换，在线换料系统相对复杂。
此外，压水堆虽然技术成熟，但是在安全性方面一直存在天然缺陷，在核电厂失水断电等情况下有可能会发生反应堆熔化等严重事故，比如，三哩岛事故、福岛核事故。
棱柱式气冷堆具有极高的安全性，但是国内还尚未建成棱柱式气冷堆，对棱柱式气冷堆的研究也相对较少，尚处于研究阶段。
发明内容
本发明所要解决的技术问题是针对现有技术中存在的上述不足，提供一种棱柱式气冷微堆的堆芯系统，具有优越的固有安全性。
本发明提供一种棱柱式气冷微堆的堆芯系统，其技术方案如下：
一种棱柱式气冷微堆的堆芯系统，包括堆芯活性区、反射层、以及控制组件，
所述堆芯活性区包括多个棱柱形的燃料组件，多个所述燃料组件在堆芯活性区的辐向上设置为多个分区、在堆芯活性区的轴向上分层设置为多层；
所述反射层包裹在所述堆芯活性区外部，用于防止中子泄漏；
所述控制组件设于所述堆芯活性区内和所述反射层内，用于控制堆芯停堆。
优选的是，所述燃料组件在所述堆芯活性区的辐向上由内向外依次包括第一分区、第二分区、第三分区、以及第四分区，所述控制组件包括第一控制组件、第二控制组件、以及第三控制组件，
所述第一控制组件设于所述堆芯活性区的中心位置；
所述第一分区的各个燃料组件以所述第一控制组件为中心，并环绕在第一控制组件的外围；
所述第二分区的各个燃料组件和所述第二控制组件相间分布，并一同环绕在所述第一分区的外围；
所述第三分区的各个燃料组件和所述第四分区的各个燃料组件相间分布，并一同环绕所述第二分区的外围；
所述第三控制组件设于所述反射层内。
优选的是，所述燃料组件和所述控制组件均为六棱柱形，燃料组件与燃料组件之间，以及燃料组件与控制组件之间均通过侧壁与侧壁依次相接的方式组合在一起。
优选的是，所述燃料组件包括燃料组件基体、燃料棒，
所述燃料组件基体内沿燃料组件基体的辐向设有多个燃料棒通道和多个冷却剂通道，
多个所述冷却剂通道沿燃料组件基体的辐向均匀分布，用于通入惰性气体，
多个所述燃料棒通道分别以各个所述冷却剂通道为中心，并环绕在各个冷却剂通道的外围；
所述燃料棒设于所述燃料棒通道内。
优选的是，所述燃料棒包括多个燃料芯块，
所述燃料芯块包括基体和陶瓷燃料颗粒，所述陶瓷燃料颗粒分散设置在所述基体中。
优选的是，所述基体采用石墨、SiC中的一种或两种材料制成。
优选的是，所述陶瓷燃料颗粒包括燃料核和包覆层，
所述燃料核设于所述包覆层内，其采用UO2、UCO、UN中的一种或多种材料制成；
所述包覆层采用石墨、SiC、ZrC中的一种或多种材料制成。
优选的是，所述燃料组件还包括可燃毒物棒，所述燃料组件基体内还设有可燃毒物棒通道，
所述可燃毒物棒通道设于所述第一分区的燃料组件内；
所述可燃毒物棒设于所述可燃毒物棒通道内，所述可燃毒物棒的吸收体采用钆、硼中的一种或两种材料制成。
优选的是，所述第一控制组件、所述第二控制组件、以及所述第三控制组件均采用基础控制件，所述基础控制件包括控制组件基体、控制棒，
所述控制组件基体内设有控制棒通道，所述控制棒设于所述控制棒通道中，且控制棒的吸收体采用B4C制成。
优选的是，所述反射层、所述燃料组件基体、以及所述控制组件基体均采用石墨、BeO中的一种或多种材料制成。
本发明的棱柱式气冷微堆的堆芯系统，具有优越的固有安全性，在事故条件下，即使所有控制棒手段失效，即使没有任何应急措施，本堆芯系统的堆芯也能仅依靠温度负反馈而实现自动热停堆，从物理上避免堆芯熔化和放射性物质释放的可能性。具体可至少体现在以下方面：
(1)和球床式高温气冷堆相比，棱柱形燃料组件在堆芯活性区的辐向分区、轴向分层布置，保证堆芯布置规则，提高结构稳定性和抗震能力，同时减少燃料组件的摩擦，从而减少石墨粉尘的产生；
(2)部分所述燃料组件内设置有分离型可燃毒物，用于控制剩余反应性，保证堆芯在事故条件下可仅依靠温度负反馈实现自动热停堆；
(3)燃料组件基体、反射层和控制组件基体的材料为大热容、耐高温的石墨、BeO中的一种或多种，燃料类型为耐高温和深燃耗的包覆颗粒弥散燃料，保证堆芯在正常运行工况和事故工况下都不会超过温度限值；
(4)燃料颗粒的包覆层包括SiC在内有多层，几乎可以完全包容裂变产物，燃料芯块的基体及芯块外侧的无燃料区材料也包含SiC，进一步增强放射性物质包容能力。
附图说明
图1为本发明实施例中的棱柱式气冷微堆的堆芯系统(辐向)的结构示意图；
图2为本发明实施例中的棱柱式气冷微堆的堆芯系统(轴向)的结构示意图；
图3为图1中的第一分区的燃料组件的结构示意图；
图4为图1中的第二分区、第三分区、以及第四分区的燃料组件的结构示意图；
图5为本发明实施例中控制棒为管状时的结构示意图；
图6为本发明实施例中控制棒为棒状时的结构示意图
图7为本发明实施例中的堆芯系统的燃耗特性曲线图；
图8为本发明实施例中的堆芯系统的基于组件平均功率进行归一化的控制棒提出时零燃耗堆芯组件功率分布图；
图9为本发明实施例中的堆芯系统在不同燃耗点下、不同温度下的燃料温度系数变化曲线图；
图10为本发明实施例中的堆芯系统在不同燃耗点下、不同温度下的堆芯石墨温度系数变化曲线图；
图11为本发明实施例中的堆芯系统在不同燃耗点下、不同温度下的反射层石墨温度系数变化曲线图；
图12为本发明实施例中的堆芯系统在不同燃耗点下、不同温度下的总温度系数变化曲线图。
图中：10-燃料组件；11-燃料组件基体；12-燃料棒；13-冷却剂通道；14-可燃毒物棒；20-反射层；21-侧反射层；22-上反射层；23-下反射层；31-第一控制组件；32-第二控制组件；33-第三控制组件；34-控制组件基体；35-控制棒；36-吸收体；37-包壳；38-内孔。
具体实施方式
下面将结合本发明中的附图，对发明中的技术方案进行清楚、完整的描述，显然，所描述的实施例是本发明的一部分实施例，而不是全部的实施例。基于本发明中的实施例，本领域普通技术人员在没有做出创造性劳动的前提下所获得的所有其他实施例，都属于本发明的范围。
在本发明的描述中，需要说明的是，属于“上”等指示方位或位置关系是基于附图所示的方位或者位置关系，仅是为了便于和简化描述，而并不是指示或者暗示所指的装置或者元件必须设有特定的方位、以特定的方位构造和操作，因此不能理解为对本发明的限制。
在本发明的描述中，术语“第一”、“第二”仅用于描述目的，而不能理解为指示或者暗示相对重要性或者隐含指明所指示的技术特征的数量。由此，限定有“第一”、“第二”的特征可以明示或者隐含地包括一个或者更多个所述特征。在本发明的描述中，“多个”的含义是两个或两个以上，除非另有明确具体的限定。
在本发明的描述中，需要说明的是，除非另有明确的规定和限定，术语“连接”、“设置”、“安装”、“固定”等应做广义理解，例如可以是固定连接也可以是可拆卸地连接，或者一体地连接；可以是直接相连，也可以是通过中间媒介间接相连，还可以是两个元件内部的连通。对于本领域技术人员而言，可以具体情况理解上述术语在本发明中的具体含义。
实施例1
如图1-图5所示，本实施例公开一种棱柱式气冷微堆的堆芯系统，其包括堆芯活性区、反射层20、以及控制组件，其中：堆芯活性区包括多个棱柱形的燃料组件10，多个燃料组件10在堆芯活性区的辐向上设置为多个分区、在堆芯活性区的轴向上分层设置为多层；反射层20包裹在堆芯活性区的外部，用于防止中子泄漏；控制组件的数量为多个，多个控制组件分设于堆芯活性区内和反射层20内,用于控制堆芯停堆。
在一些实施方式中，如图1所示，燃料组件10在堆芯活性区的辐向上由内向外优选为依次包括第一分区(记为zone1)、第二分区(记为zone2)、第三分区(记为zone3)、以及第四分区(记为zone4)，控制组件包括第一控制组件31、第二控制组件32、以及第三控制组件33，其中：第一控制组件31设于堆芯活性区的中心位置；第一分区中的各个燃料组件10以第一控制组件31为中心并环绕在第一控制组件31的外围；第二分区中的各个燃料组件10和第二控制组件32相间分布，并一同环绕在第一分区的外围；第三分区中的各个燃料组件10和第四分区中的各个燃料组件10相间分布，并一同环绕第二分区的外围，第三分区和第四分区两者与处于中心位置的第一控制组件31的距离不同；第三控制组件33设于反射层20中，更准确来说，反射层包括侧反射层21，第三控制组件33设于侧反射层21中。
在一些实施方式中，燃料组件10和控制组件均为六棱柱形，燃料组件10与燃料组件10之间，以及燃料组件10与控制组件之间均通过侧壁与侧壁依次相接的方式组合在一起。各个分区中的燃料组件10的尺寸大小一致，第一控制组件31、第二控制组件32、以及第三控制组件33的横截面尺寸优选为与燃料组件10的横截面的尺寸一致，以便堆芯系统的建设安装。
具体来说，如图3所示，第一分区中包括六个六棱柱形的燃料组件10，六棱柱状的燃料组件10各有一个侧面分别与六棱柱形的第一控制组件31的六个侧面相接，从而合围构成第一分区。如图4所示，第二分区包括六个六棱柱形的燃料组件10和六个六棱柱形的第二控制组件32，六个六棱柱形的燃料组件10和六个六棱柱形的第二控制组件32相间分布，两个相邻的燃料组件10和第二控制组件32之间通过侧面与侧面相接的方式相接，且六个六棱柱形的燃料组件10和六个六棱柱形的第二控制组件32各有一个侧面分别与第一分区中的六棱柱形的燃料组件10的侧面相接，从而合为构成第二分区。如图4所示，第三分区包括十二个六棱柱形的燃料组件10，第四分区包括六个六棱柱形的燃料组件10，相邻两个第四分区中的六棱柱形的燃料组件10之间设有两个第三分区中的六棱柱形的燃料组件10，各六棱柱形的燃料组件10之间通过侧面与侧面相接的方式相接，且第三分区和第四分区中的各六棱柱形的燃料组件10各有一个侧面分别与第二分区中的六棱柱形的燃料组件10的侧面相接。反射层20还包括上反射层22、下反射层23。如图2所示，上反射层22和下反射层23分别设置在堆芯活性区的上方和下方。其中，上反射层22和下反射层23中分别包括多个冷却剂通道13。侧反射层21、以及上反射层22和下反射层23均包括多个反射基础件，反射基础件优选为与第三控制组件33形状相同的六棱柱形，其中，一部分的反射基础件和第三控制组件33一同设于堆芯活性区的外围，该部分的反射基础件和第三控制组件的侧面分别与堆芯活性区内的各个燃料组件10的侧面相接，相邻的反射基础件与侧反射层21之间、反射基础件与第三控制组件33之间侧面与侧面相接，且多个第三控制组件33均匀分布，从而形成侧反射层21；另一部分的反射基础件设于分别设于堆芯活性区的顶部(上方)和底部(下方)，从而形成上反射层22和下反射层23。
本实施例的燃料组件10、控制组件、以及反射基础件等基础构件都为棱柱形(六棱柱形)，且同类型的各个燃料组件/控制组件/反射基础件的结构和尺寸相同，也就是说，本堆芯系统采用了模块化设计，各基础构件之间相互独立，不仅可以大大提高抗震性能，在某个基础构件出现开裂等异常时，可便于更换，避免由此导致的堆芯熔化等严重事故，并且，各基础构件可便于进行标准化批量加工生产，不仅加工生产方便，效率高，安装也方便，可大大减少安装时间和人为因素的影响，且不会受到安装场地环境的干扰，具有极强的设计灵活性和环境适应性。
在一些实施方式中，燃料组件10包括燃料组件基体11、燃料棒12，燃料组件基体11内沿燃料组件基体11的辐向设有多个燃料棒通道和多个冷却剂通道13，其中：多个冷却剂通道13均匀分布，各冷却剂通道13用于通入惰性气体作为冷却剂，本实施例中，冷却剂优选采用单相惰性气体氦气；多个燃料棒通道分别以各个冷却剂通道13为中心，并环绕在各个冷却剂通道13的外围；燃料棒12设于燃料棒通道内。
本实施例中，每个燃料组件10中优选设置七个冷却剂通道13，其中，一个冷却剂通道13设于燃料组件10的中心位置，另外六个冷却剂通道13均匀分布在中心位置上的冷却剂通道13的外围。每个燃料组件10中优选设置二十四个燃料棒通道，二十四个燃料棒通道分别以七个冷却剂通道13为中心并环绕在该冷却剂通道13的外围，从而使得每个冷却剂通道13的外围可设有六根燃料棒12，每根燃料棒12(处于燃料组件基体边缘位置的燃料棒12除外)的周围具有三个冷却剂通道。
需要注意的是，每个燃料组件10中的冷却剂通道13和燃料棒12的数量还可以根据需要选择其他的数值，而不限于设置七个冷却剂通道13和二十四个燃料棒12。
本实施例中，每个六棱柱形的燃料组件10的对边的距离可为15-45cm,优选为24cm。其高度可为20-60cm,优选为31cm。
本实施例中，如图2所示，第一分区至第四分区内的燃料组件10在堆芯活性区的轴向上优选分为六层(或者说六节)，自上到下依次记为layer 1到layer 6，各层的结构相同。堆芯系统的整体轴向高度可为1.5-5.0m,优选为2.5m；其辐向总直径可为1.4-4.0m,优选为2.28m。
在一些实施方式中，燃料棒12包括多个燃料芯块，燃料芯块包括基体和陶瓷燃料颗粒(即TRISO颗粒，热解碳-碳化硅-热解碳包覆颗粒)，陶瓷燃料颗粒分散设置在基体中。本系统采用陶瓷燃料颗粒，可有效防止裂变产物释放，避免燃料受到侵蚀。相比于球床式高温气冷堆，棱柱式气冷微堆的燃料组件之间摩擦相对较少，几乎不产生石墨粉尘，放射性排放大幅度降低。
具体来说，燃料棒12优选为圆柱形，其直径可为0.5-2.54cm,优选为2.2cm。每根燃料棒12优选包括八个燃料芯块，八个燃料芯块沿燃料棒12的轴向方向排列分布。每个燃料芯块均由数量众多的陶瓷燃料颗粒弥散设置在基体中制得，且每个燃料芯块的上下、四周都具有薄薄的无燃料区套层。基体和套层采用SiC、石墨、陶瓷材料中的一种或多种材料制成。陶瓷燃料颗粒包括燃料核和包覆层，燃料核设于包覆层内，燃料核采用UO2、UCO、UN中的一种或多种材料制成，包覆层采用石墨、SiC、ZrC中的一种或多种材料制成。
本实施例中，基体优选采用SiC材料制成，即燃料芯块由数量众多的陶瓷燃料颗粒弥散在SiC中制得。陶瓷燃料颗粒的直径可为500-1300μm，优选为920μm。燃料核优选采用UO2制成，UO2的富集度优选为8.5％，包覆层的层数优选为四层。
在一些实施方式中，燃料组件10还包括可燃毒物棒14，燃料组件基体11内还设有可燃毒物棒通道，可燃毒物棒通道设于第一分区的燃料组件10内，可燃毒物棒14设于可燃毒物棒通道内。
具体来说，可燃毒物棒通道优选设于第一分区中的燃料组件10的燃料组件基体11的边缘位置，每个燃料组件基体11的边缘位置具有多个可燃毒物棒通道，使得每个第一分区中的燃料组件10的边缘位置具有多个可燃毒物棒14。本实施例中，第一分区中的每个燃料组件10优选设有三个可燃毒物棒14，三个可燃毒物棒14分别位于该燃料组件10的三个互不相邻的侧边的边缘位置，为分离型布置方式，如图3所示。
在一些实施方式中，第一控制组件31、第二控制组件32、以及第三控制组件33均采用基础控制件，基础控制件包括控制组件基体34、控制棒35，控制组件基体34内设有控制棒通道，控制棒35设于控制棒通道中。
具体来说，各控制组件基体34中的控制棒通道的数量可以是一个，也可以是多个，对应的，控制棒35的数量也可以为一个或多个，具体可根据设计需要进行选择。本实施例中，第一控制组件31中的控制组件基体34内的控制棒通道的数量优选为两个，第一控制组件31中包括两个控制棒35，即堆芯活性区的中心位置(第一分区)设有两个控制棒35，该控制棒35又称为启动棒；第二控制组件32中的控制组件基体34内的控制棒通道的数量优选为一个，每个第二控制组件32中包括一个控制棒35，即堆芯活性区的第二分区内均匀分布六个控制棒35，该控制棒35又称为停堆棒；第三控制组件33中的控制组件基体34内的控制棒通道的数量优选为一个，每个第三控制组件33中包括一个控制棒35，即侧反射层内均匀分布六个控制棒35，该控制棒35又称为调节棒。各停堆棒作为一套停堆棒组，可以单独用于堆芯的紧急冷停堆。各启动棒和各调节棒作为另一套停堆棒组，可以实现堆芯紧急热停堆，其中，位于反射层内的调节棒还可以用于补偿温度变化、氙钐毒、燃耗等引起的反应性变化、维持堆芯正常运行等。
本实施例的堆芯系统，通过设置两套独立的停堆棒组，可分别实现冷停堆和热停堆，保证堆芯系统的安全性，具体体现在以下两个方面：
在堆芯紧急冷停堆时，依靠的是停堆棒，假设冷停堆时堆芯温度为300K，在考虑卡棒原则、棒价值计算不确定性10％(即乘数因子为0.9)、温度降低引起的正反应性计算不确定性10％(即乘数因子1.1)时，停堆棒至少可以提供﹣5043pcm的停堆深度，完全可满足﹣1000pcm的冷停堆的停堆深度要求。
在堆芯紧急热停堆时，依靠的是启动棒和调节棒，假设热停堆时堆芯温度为700K，在考虑卡棒原则、棒价值不确定性10％(即乘数因子为0.9)、温度降低引起的正反应性不确定性10％(即乘数因子1.1)时，启动棒和调节棒至少可以提供﹣2410pcm的停堆深度，完全可满足﹣1000pcm的热停堆的停堆深度要求。
本实施例中，控制棒35包括吸收体36和包壳37。具体来说，控制棒35的吸收体36优选采用B4C制成，包壳37优选采用耐高温的不锈钢材料制成。控制棒35可以为管状，如图5所示，即包壳37的横截面为环状，包壳37具有内孔38，吸收体36设于环状空间内，内孔38用于放置冷却剂。控制棒35还可以为棒状，如图6所示，包壳37包覆在吸收体36的外部。
在一些实施方式中，反射层20、燃料组件基体11、以及控制组件基体34的材料均可包括石墨、BeO中的一种或多种。本实施例中，反射层20、燃料组件基体11、以及控制组件基体34均优选采用石墨制成，石墨既构成了堆芯活性区和反射层的基础结构，又可以作为中子慢化剂使用，使得本堆芯系统具有热容大、耐高温、热导率高、慢化比高、热中子吸收截面小等优点，温度瞬态缓慢，可以承受很高的温度，应急操作时间裕量大，可大大提高固有安全性。
下面以石墨作为本堆芯系统的堆芯结构材料和反射层材料、以B4C作为控制棒的吸收体材料、以钆作为可燃毒物的吸收体材料、以富集度8.5％的UO2作为燃料核为例，为进一步说明本堆芯系统的堆芯物理特性，本实施例利用蒙卡程序对采用上述堆芯系统的棱柱式气冷微堆(堆芯温度1200K)进行建模计算分析，如图7-12所示，其中：
由图7可知，在5MW热功率下，堆芯寿期约480EFPD。可燃毒物的布置有效减小了堆芯剩余反应性，同时，还没有造成反应性惩罚，没有影响堆芯寿期。在整个寿期内，当控制棒提出时，堆芯最大keff＝1.02557，反应性为+2525pcm，相对较小，便于堆芯的反应性控制，通过减少控制棒的插入，可防止堆芯功率分布畸变，在堆芯正常运行时，仅需要侧反射层内的控制棒插入较浅的深度，即可避免对堆芯功率分布产生较大的影响。
由图8可知，在辐向上，功率分布相对均匀，辐向功率峰因子约1.18，在轴向上，功率分布呈余弦函数分布，轴向功率峰因子为1.21，全堆组件功率因子最大为1.43，最小为0.62，堆芯功率及功率密度相对较小。而众所周知，堆芯的功率分布是反映堆芯物理特性的一个重要方面，其影响着堆芯运行和堆芯安全，并且，一般来说，功率峰因子越小，堆芯物理特性越好，因此，本堆芯系统具有良好的堆芯物理特性，本堆芯系统运行可靠性和堆芯安全性较高。在实际操作中，根据燃料组件的位置不同，对燃料富集度进行分区布置(即，在不同位置的燃料组件内布置不同富集度的TRISO颗粒，燃料富集度可按照一定的比例选择设置)，可以进一步优化堆芯功率分布或堆芯温度分布，降低功率峰因子、以及燃料最高温度，进一步提高堆芯安全性。
由图9-图12可知，在不同温度条件下，寿期初(0EFPD)和寿期末(400EFPD)的燃料温度系数的值在﹣3pcm/K～﹣6pcm/K之间；对应的寿期初和寿期末的堆芯石墨温度系数的值在﹣3pcm/K～﹣5pcm/K之间；对应的寿期初和寿期末的反射层石墨温度系数的值在0～1pcm/K之间，是小的正值；对应的寿期初和寿期末的堆芯总温度反应性系数的值在﹣6pcm/K～﹣10pcm/K之间。也就是说，总温度负反应性系数至少达到﹣6pcm/K以上，堆芯正常运行时燃料最高温度约1000℃，而事故条件下的燃料的温度限值约为1600℃，两者之间存在差距，即堆芯具有巨大的温升裕量(温升裕量，即堆芯温度可上升幅度，具体来说，假设所有控制棒完全弹出，寿期内，堆芯最大keff＝1.02557，剩余反应性为+2525pcm，而堆芯总温度反应性系数至少为﹣6pcm/K，堆芯温度从正常运行时的1200K上升至1621K便可以实现自动热停堆，距离堆芯(主要是TRISO燃料)的温度限值1600℃(即1873K)之间还有252K的裕量)，当堆芯温度上升时，巨大的温升裕量可以引入足够的负反应性，即堆芯具有较强的温度负反馈效应，从而可保证在事故条件下，即使所有控制棒完全弹出，没有任何应急措施，仅依靠温度负反馈也可以实现自动热停堆(现有技术中的其他堆芯不具备该功能)，确保了堆芯的固有安全性，不仅有利于维持堆芯稳定运行，也有利于提高堆芯在事故工况下的安全性。
需要注意的是，本实施例的堆芯系统，可以通过合理调整的堆芯燃料的设计(比如，改变TRISO颗粒的燃料核直径、TRISO颗粒的体积占比、燃料种类等)、调节堆芯的尺寸和燃料富集度(比如，提高燃料富集度、增大栅距比等)等参数，可以实现对本堆芯系统的不同功率、不同寿期的设计；也可以通过合理调整不同位置的燃料组件的富集度的分区布置(比如，使堆芯辐向靠内、轴向靠中间的燃料组件的富集度合理减小，使堆芯边缘位置的燃料组件的富集度合理增大等)，实现优化本堆芯系统的堆芯功率分布；还可以通过合理调整可燃毒物和控制棒的布置，实现优化本堆芯系统的反应性的有效控制。因此，本堆芯系统还具有优越的设计灵活性和环境适用性，在偏远山区供电、航空航天、海岛供电、深海供电等领域有着极大的市场潜力。
本实施例的棱柱式气冷微堆的堆芯系统，具有优越的固有安全性和抗震性能，属于第四代先进核能系统，在事故条件下，即使所有控制棒手段失效，没有任何应急措施，本堆芯系统的堆芯也能仅依靠温度负反馈而实现自动热停堆，从物理上避免堆芯熔化和放射性物质释放的可能性。
可以理解的是，以上所述仅为本发明的优选实施例而已，然而本发明并不局限于此。对于本领域的普通技术人员而言，在不脱离本发明的精神和实质的情况下，可以做出各种变型和改进，这些变形和改进也视为本发明的保护范围。

Claims (8)

1.一种棱柱式气冷微堆的堆芯系统，其特征在于，包括堆芯活性区、反射层、以及控制组件，
所述堆芯活性区包括多个棱柱形的燃料组件，多个所述燃料组件在堆芯活性区的辐向上设置为多个分区、在堆芯活性区的轴向上分层设置为多层；
所述反射层包裹在所述堆芯活性区外部，用于防止中子泄漏；
所述控制组件设于所述堆芯活性区内和所述反射层内，用于控制堆芯停堆；
所述燃料组件在所述堆芯活性区的辐向上由内向外依次包括第一分区、第二分区、第三分区、以及第四分区，所述控制组件包括第一控制组件、第二控制组件、以及第三控制组件，
所述第一控制组件设于所述堆芯活性区的中心位置；
所述第一分区的各个燃料组件以所述第一控制组件为中心，并环绕在第一控制组件的外围；
所述第二分区的各个燃料组件和所述第二控制组件相间分布，并一同环绕在所述第一分区的外围；
所述第三分区的各个燃料组件和所述第四分区的各个燃料组件相间分布，并一同环绕所述第二分区的外围，第三分区和第四分区两者与处于中心位置的第一控制组件的距离不同；
所述第三控制组件设于所述反射层内；
所述燃料组件包括燃料组件基体、燃料棒，
所述燃料组件还包括可燃毒物棒，所述燃料组件基体内还设有可燃毒物棒通道，
所述可燃毒物棒通道设于所述第一分区的燃料组件内；
所述可燃毒物棒设于所述可燃毒物棒通道内；
第一分区中的每个燃料组件设有三个可燃毒物棒，三个可燃毒物棒分别位于该燃料组件的三个互不相邻的侧边的边缘位置，形成分离型布置方式。
2.根据权利要求1所述的棱柱式气冷微堆的堆芯系统，其特征在于，所述燃料组件和所述控制组件均为六棱柱形，燃料组件与燃料组件之间，以及燃料组件与控制组件之间均通过侧壁与侧壁依次相接的方式组合在一起。
3.根据权利要求1所述的棱柱式气冷微堆的堆芯系统，其特征在于，所述燃料组件基体内沿燃料组件基体的辐向设有多个燃料棒通道和多个冷却剂通道，
多个所述冷却剂通道沿燃料组件基体的辐向均匀分布，用于通入惰性气体，
多个所述燃料棒通道分别以各个所述冷却剂通道为中心，并环绕在各个冷却剂通道的外围；
所述燃料棒设于所述燃料棒通道内。
4.根据权利要求3所述的棱柱式气冷微堆的堆芯系统，其特征在于，所述燃料棒包括多个燃料芯块，
所述燃料芯块包括基体和陶瓷燃料颗粒，所述陶瓷燃料颗粒分散设置在所述基体中。
5.根据权利要求4所述的棱柱式气冷微堆的堆芯系统，其特征在于，所述基体采用石墨、SiC中的一种或两种材料制成。
6.根据权利要求4所述的棱柱式气冷微堆的堆芯系统，其特征在于，所述陶瓷燃料颗粒包括燃料核和包覆层，
所述燃料核设于所述包覆层内，其采用UO2、UCO、UN中的一种或多种材料制成；
所述包覆层采用石墨、SiC、ZrC中的一种或多种材料制成。
7.根据权利要求3所述的棱柱式气冷微堆的堆芯系统，其特征在于，
所述第一控制组件、所述第二控制组件、以及所述第三控制组件均采用基础控制件，所述基础控制件包括控制组件基体、控制棒，
所述控制组件基体内设有控制棒通道，所述控制棒设于所述控制棒通道中，且控制棒的吸收体采用B4C制成。
8.根据权利要求7所述的棱柱式气冷微堆的堆芯系统，其特征在于，所述反射层、所述燃料组件基体、以及所述控制组件基体均采用石墨、BeO中的一种或多种材料制成。
CN202110334229.9A 2021-03-29 2021-03-29 一种棱柱式气冷微堆的堆芯系统 Active CN113205892B (zh)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202110334229.9A CN113205892B (zh) 2021-03-29 2021-03-29 一种棱柱式气冷微堆的堆芯系统

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
CN202110334229.9A CN113205892B (zh) 2021-03-29 2021-03-29 一种棱柱式气冷微堆的堆芯系统

Publications (2)

Publication Number Publication Date
CN113205892A CN113205892A (zh) 2021-08-03
CN113205892B true CN113205892B (zh) 2024-03-08

Family

ID=77025813

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
CN202110334229.9A Active CN113205892B (zh) 2021-03-29 2021-03-29 一种棱柱式气冷微堆的堆芯系统

Country Status (1)

Country Link
CN (1) CN113205892B (zh)

Families Citing this family (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN113871032B (zh) * 2021-08-17 2024-06-14 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 (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH1062587A (ja) * 1996-08-22 1998-03-06 Fuji Electric Co Ltd 高温ガス炉
CN101719384A (zh) * 2009-12-03 2010-06-02 中国核动力研究设计院 具有快中子转换区的核反应堆堆芯
JP2016118485A (ja) * 2014-12-22 2016-06-30 イビデン株式会社 原子炉構造物
CN112216407A (zh) * 2020-11-05 2021-01-12 新核（北京）能源科技有限公司 高温气冷堆及系统

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JPH1062587A (ja) * 1996-08-22 1998-03-06 Fuji Electric Co Ltd 高温ガス炉
CN101719384A (zh) * 2009-12-03 2010-06-02 中国核动力研究设计院 具有快中子转换区的核反应堆堆芯
JP2016118485A (ja) * 2014-12-22 2016-06-30 イビデン株式会社 原子炉構造物
CN112216407A (zh) * 2020-11-05 2021-01-12 新核（北京）能源科技有限公司 高温气冷堆及系统

Non-Patent Citations (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
小型模块化超级安全气冷堆中子学特性研究;张成龙等;核动力工程;第40卷(第6期);第13-19页 *
气冷微型堆可燃毒物研究;张成龙等;强激光与粒子束;20220107;第32卷(第2期);第1-8页 *

Also Published As

Publication number Publication date
CN113205892A (zh) 2021-08-03

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4113563A (en) Fuel arrangement for high temperature gas cooled reactor
US9767926B2 (en) Modular nuclear fission waste conversion reactor
WO2022206064A1 (zh) 一种堆芯系统及气冷微堆
KR20110044267A (ko) 혼합 산화물 연료조립체
RU2668230C1 (ru) Ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем
RU2699229C1 (ru) Модульный ядерный реактор на быстрых нейтронах малой мощности с жидкометаллическим теплоносителем и активная зона реактора (варианты)
CN113270206B (zh) 冷却剂通道密集排布的小型棱柱式环形气冷微堆堆芯系统
CN113205892B (zh) 一种棱柱式气冷微堆的堆芯系统
WO2022206072A1 (zh) 一种气冷微堆堆芯及气冷微堆
CN110853774A (zh) 一种氢化锆慢化金属冷却反应堆小型化设计方法及反应堆
CN113674876A (zh) 一种含固体慢化剂金属冷却反应堆的堆芯布置及组件布置
KR102110210B1 (ko) 핵연료 블록, 상기 핵연료 블록을 구비하는 노심, 상기 노심을 구비하는 초소형 고온가스로
JPH0379678B2 (zh)
CN116110619A (zh) 气冷微堆燃料组件及气冷微堆堆芯系统
JP2002303692A (ja) 軽水炉用燃料集合体、軽水炉およびその炉心
CN112216408A (zh) 燃料元件、高温气冷堆、高温气冷反应堆系统
JP2003533683A (ja) 一体鋳造型燃料要素と前記要素を用いた高速スペクトル沸騰水型原子炉
CN112366010A (zh) 一种fcm燃料应用于百万千瓦压水堆的首循环装载方法
CN115101221B (zh) 一体化移动式气冷微型动力反应堆堆芯
CN113270207B (zh) 一种短寿期气冷微堆性能优化结构
US20240079153A1 (en) Thermal bridge
CN115394458A (zh) 一种基于棒束型燃料组件的超高通量反应堆堆芯
Leer et al. Fast modular reactor nuclear design parameters of fuel cycle and power distributions
Zhu et al. Neutronic design and fuel cycle analysis of a fluoride salt-cooled High Temperature Reactor (FHR)
CN116721783A (zh) 一种核反应堆燃料单元及组件

Legal Events

Date Code Title Description
PB01 Publication
PB01 Publication
SE01 Entry into force of request for substantive examination
SE01 Entry into force of request for substantive examination
GR01 Patent grant
GR01 Patent grant