CN115171924B - 铅铋冷却固体反应堆堆芯系统 - Google Patents

铅铋冷却固体反应堆堆芯系统 Download PDF

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Abstract

一种铅铋冷却固体反应堆堆芯系统，包括：反射层以及设置于其内部的六边形基体、位于基体外部的六个用于反应性控制的控制鼓单元以及位于基体内部的若干铅铋冷却剂和一个用于紧急停堆的控制棒，相邻控制鼓的夹角为60°，其中：每三个夹角为120°为一组，六个控制鼓分为两组，通过独立的驱动机构进行控制实现在一组控制鼓失效时，另一组控制鼓可以控制反应性，本发明采用弥散型燃料堆芯，氮化铀燃料颗粒均匀地弥散在性能优良地钼合金中，形成的燃料具有较高的有效热导率。同时采用控制棒和控制鼓结合的方式进行停堆和控制反应性，该装置热功率为1MW，具有小型化，高功率密度，高燃耗，高热导率，低裂变气体释放率，抗腐蚀和抗辐照能力强，反应性控制方式多样化的特点。

Description

铅铋冷却固体反应堆堆芯系统
技术领域
本发明涉及的是一种微型反应堆领域的技术，具体是一种铅铋冷却固体反应堆堆芯系统。
背景技术
目前的微型反应堆多采用热管堆设计方案，但热管制造困难，同时热管的结构较为复杂；每根热管周围环绕多根燃料棒，当热管失效后，燃料产生的热量无法有效导出，反应堆温度会急剧升高；燃料棒的热导率较低，内部温度梯度较大。而常规铅铋冷却反应堆的缺点在于：热功率一般在300MW以上，体积和重量较大。
发明内容
本发明针对现有技术燃料棒的热导率低，装置的体积和重量较大的缺点，提出一种铅铋冷却固体反应堆堆芯系统，采用弥散型燃料堆芯，氮化铀燃料颗粒均匀地弥散在性能优良地钼合金中，形成的燃料具有较高的有效热导率。同时采用控制棒和控制鼓结合的方式进行停堆和控制反应性，该装置热功率为1MW，具有小型化，高功率密度，高燃耗，高热导率，低裂变气体释放率，抗腐蚀和抗辐照能力强，反应性控制方式多样化的特点。
本发明是通过以下技术方案实现的：
本发明涉及一种铅铋冷却固体反应堆堆芯系统，包括：反射层以及设置于其内部的六边形基体、位于基体外部的六个用于反应性控制的控制鼓单元以及位于基体内部的若干铅铋冷却剂和一个用于紧急停堆的控制棒，相邻控制鼓的夹角为60°，其中：每三个夹角为120°为一组，六个控制鼓分为两组，通过独立的驱动机构进行控制实现在一组控制鼓失效时，另一组控制鼓可以控制反应性，在事故工况时，紧急停堆棒可以快速地引入大量的负反应性，使反应堆保持在次临界状态。
所述的铅铋冷却剂为44.5％Pb和55.5％Bi共晶合金，熔点为398K，沸点为1927K，运行温度为700K左右。
由于铅铋合金对金属有较大的腐蚀作用，所以为了保护弥散型燃料，在铅铋冷却剂和燃料部分之间设有厚度为0.4cm的包壳。
所述的铅铋冷却固体反应堆堆芯系统，将陶瓷氮化铀燃料颗粒通过机械方法弥散在热导率高，高温稳定性好得钼合金基体中制成弥散型燃料。本发明采用的弥散型燃料中氮化铀燃料颗粒的尺寸大于裂变产物的射程，因此，裂变产物对基体所产生的辐射损伤仅局限于氮化铀燃料颗粒本身及其附近很小的范围内，提高了燃料的抗辐照性能，使燃料可以达到很高的燃耗深度。在陶瓷氮化铀燃料颗粒制造的过程中以及弥散型燃料的加工过程中，由于工艺以及制造环境的差异，陶瓷燃料颗粒以及弥散型燃料中均存在一定的孔隙率，孔隙率的存在可以包容裂变气体，降低了燃料的体积肿胀率。同时弥散型燃料中钼合金相比钨等金属可以有效降低裂变气体的产生率。在25℃时，氮化铀燃料的热导率为13W/(m﹒K)，钼合金的热导率为124W/(m﹒K)，若将氮化铀颗粒与钼合金按照体积分数3：2地弥散，形成的弥散型燃料的热导率为39W/(m﹒K)，极大地提高了燃料的有效热导率。在本发明中采用液态铅铋合金作为冷却剂带走堆芯热量，铅铋合金由于热导率较高，中子经济性高，沸点高，可运行在常压下，简化了堆芯地结构，中子慢化能力低，可实现较长寿命堆芯设计等特点常被研究作为小型反应堆的冷却剂，但尚无作为微型反应堆冷却剂的现有技术。本发明首先将铅铋冷却剂应用于微型反应堆中，并结合弥散型燃料技术，形成了一种全新的反应堆技术方案。为了减小堆芯中子泄漏，减小堆芯的临界尺寸，在固体堆芯外围包裹一层半径为24cm的氧化铍，轴向两端布置厚度为7cm的氧化铍，将堆芯泄漏的中子重新反射回堆芯。
技术效果
本发明将氮化铀燃料颗粒弥散在钼合金基体中，形成固体堆芯，并率先应用于微型反应堆的技术方案中；将液态铅铋合金应用于固体反应堆的冷却方案。
与现有的热管冷却反应堆技术方案以及常规的铅铋冷却反应堆技术方案相比，本发明的技术方案有效提升了燃料的热导率，在热管反应堆中，燃料的热导率为13W/(m﹒K)，常规铅铋冷却反应堆中，燃料热导率为6.7W/(m﹒K)，本发明技术方案的燃料热导率为39W/(m﹒K)；此外，与热管冷却反应堆相比，本发明技术方案的功率更高，体积更小，与常规铅铋冷却反应堆相比，本发明技术方案更加紧凑。本发明的径向功率因子以及轴向功率因子均较现有技术要更具优势，反应堆的功率分布更加均匀，温度梯度更小。采用控制鼓和控制棒结合的方式，堆芯的反应性控制措施多样化，有利于事故工况下反应堆的停堆以及正常运行时的反应性控制。
附图说明
图1为本发明铅铋冷却固体反应堆示意图；
图2为燃料单元示意图；
图3为控制鼓单元示意图；
图中：反射层1、控制鼓单元2、包壳3、铅铋冷却剂4、弥散型燃料5、停堆控制棒6、控制鼓结构材料7，控制鼓中子吸收材料涂层8。
具体实施方式
如图1所示，为本实施例涉及一种铅铋冷却固体反应堆堆芯系统，包括：反射层1以及设置于其内部的六边形弥散型燃料5、位于燃料5外部的六个用于反应性控制的控制鼓单元2以及位于燃料5内部的若干铅铋冷却剂4和一个用于紧急停堆的控制棒6。
所述的六边形燃料5内设有127个孔，孔与孔之间的间距为2.7713cm，其中126个孔直径为1.775cm，用于放置铅铋冷却剂4；中心的孔直径为2.65cm，用于放置控制棒6。
本装置将高富集度的核燃料氮化铀(UN)颗粒弥散在钼合金中，形成弥散型燃料5。
所述的铅铋冷却剂4为44.5％Pb和55.5％Bi共晶合金，熔点为398K，沸点为1927K，运行温度为700K左右。
如图2所示，由于铅铋合金对金属有较大的腐蚀作用，所以为了保护弥散型燃料，在铅铋冷却剂4和燃料部分5之间设有厚度为0.4cm的包壳3。
所述的包壳3，优选为俄罗斯的EP823不锈钢或美国的T91不锈钢，EP823中含硅量为1.3％，高于T91中的0.43％，可以有效抑制氧化层的增厚，增强包壳的抗氧化能力，降低氧化层脱落的风险。同时，正常工况下T91能够承受的最高温度是823K，事故工况下最高温度为923K，最高冷却剂流速为1m/s；而EP823在正常工况下能够承受的最高温度923K，事故情况下的最高温度是1073K，最高流速是2m/s。
所述的控制棒6为强中子吸收材料碳化硼制成。
所述的反射层1为氧化铍(BeO)制成，该反射层1将中子反射回堆芯。
如图3所示，所述的控制鼓单元2包括：圆柱形的主体材料7以及设置于其外部的涂层8，其中：涂层8为弧形结构且位于主体材料7和六边形燃料5之间，
所述的涂层8的厚度为0.5cm，弧度为120°，优选为碳化硼制成。
所述的主体材料7优选为氧化铍制成。
六个控制鼓单元2的结构完全相同，其中1，3，5号控制鼓为一组，2，4，6号控制鼓为一组，两组控制鼓独立运行，当一组控制鼓失效时，另一组控制鼓可以独立地控制反应性。
本实施例最终的方案为：60％体积分数的氮化铀颗粒弥散在40％体积的钼合金中，假设氮化铀颗粒和弥散型燃料中均存在5％的孔隙率，则燃料的热导率为39W/(m﹒K)，最终燃料的富集度为82.5％。停堆控制棒6采用100％富集度的碳化硼，控制鼓单元采用25％富集度的碳化硼，经过模拟计算，最终的方案中，当控制棒拔出以及控制鼓单元背对堆芯时，反应堆的有效增殖因子为1.0135，当控制棒插入堆芯，同时控制鼓单元面向堆芯时，堆芯的有效增殖因子为0.9472，当只有控制棒插入堆芯时，堆芯的有效增殖因子为0.9846，当只有控制鼓单元面向堆芯时，堆芯的有效增殖因子为0.9761，因此在控制棒以及控制鼓单元的单独作用以及共同作用均能使堆芯次临界。堆芯可以满功率运行5年，堆芯有效增殖因子从1.013线性降低到1.001。
与现有技术相比，本实施例燃料有效热导率的提升，相比热管冷却反应堆，本实施例中的燃料热导率为39W/(m﹒K)，比热管反应堆中的燃料热导率高200％，同时在堆芯体积相同的条件下，功率更高，具有更高的功率密度；与常规铅铋冷却反应堆的燃料相比，热导率提升了482％，同时体积更小，可以适用于多种应用场景。同时本实施例中的反应性控制措施更加丰富，通过控制棒与控制鼓相结合的方式，可以确保在控制棒或一组控制鼓失效的情况下，可以继续进行反应控制和停堆。
表1本发明与现有方案的对比
参数 现有的热管技术方案 现有铅铋反应堆方案 本发明技术方案
功率 0.4MW 280MW 1MW
体积 <![CDATA[0.10m<sup>3</sup>]]> <![CDATA[2.9m<sup>3</sup>]]> <![CDATA[0.09m<sup>3</sup>]]>
燃料热导率 13W/(m﹒K) 6.7W/(m﹒K) 39W/(m﹒K)
径向功率因子 1.17 1.238 1.19
轴向功率因子 1.32 1.216 1.17
控制方式 控制鼓 控制棒 控制鼓+控制棒
本发明将热管替换为铅铋合金，铅铋合金熔点高，允许反应堆在大气压附近运行，排除了冷却剂沸腾的发生；同时铅铋合金作为冷却剂带走堆芯热量相比热管简单可靠，容易实现。本发明将热管反应堆中燃料棒设计改为弥散型燃料设计，将高富集度的氮化铀燃料弥散在钼合金中，形成的弥散型燃料热导率远高于热管反应堆中燃料棒的热导率，同时弥散后的燃料具有良好的抗腐蚀以及抗辐照能力。
上述具体实施可由本领域技术人员在不背离本发明原理和宗旨的前提下以不同的方式对其进行局部调整，本发明的保护范围以权利要求书为准且不由上述具体实施所限，在其范围内的各个实现方案均受本发明之约束。

Claims (1)

1.一种铅铋冷却固体反应堆堆芯系统，其特征在于，包括：反射层以及设置于其内部的六边形基体、位于基体外部的六个用于反应性控制的控制鼓单元以及位于基体内部的若干铅铋冷却剂、一个用于紧急停堆的控制棒和弥散型燃料，其中：相邻控制鼓的夹角为60°且每三个夹角为120°为一组，六个控制鼓分为两组，通过独立的驱动机构进行控制实现在一组控制鼓失效时，另一组控制鼓可以控制反应性，在事故工况时，紧急停堆棒可以快速地引入大量的负反应性，使反应堆保持在次临界状态；
所述的六边形燃料内设有127个孔，孔与孔之间的间距为2.7713cm，其中126个孔直径为1.775cm，用于放置铅铋冷却剂；中心的孔直径为2.65cm，用于放置控制棒；
所述的铅铋冷却剂为44.5％Pb和55.5％Bi共晶合金，熔点为398K，沸点为1927K，运行温度为700K左右；
所述的弥散型燃料为高富集度的核燃料氮化铀颗粒弥散在钼合金中；
所述的铅铋冷却剂和弥散型燃料之间设有厚度为0.4cm的包壳；
所述的控制棒为强中子吸收材料碳化硼制成；
所述的反射层为氧化铍(BeO)制成，用于将中子反射回堆芯；
所述的控制鼓单元包括：圆柱形的主体材料以及设置于其外部的涂层，其中：涂层为弧形结构且位于主体材料和六边形燃料之间；
所述的涂层的厚度为0.5cm，弧度为120°，为碳化硼制成；
所述的主体材料为氧化铍制成。
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* Cited by examiner, † Cited by third party
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CN116884664B (zh) * 2023-07-12 2024-03-01 上海交通大学 基于子群燃耗技术的稀缺同位素精细化能谱辐照生产方法

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* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
BE627044A (zh) * 1962-01-11
US20080144762A1 (en) * 2005-03-04 2008-06-19 Holden Charles S Non Proliferating Thorium Nuclear Fuel Inert Metal Matrix Alloys for Fast Spectrum and Thermal Spectrum Thorium Converter Reactors
CN109801723A (zh) * 2019-01-29 2019-05-24 哈尔滨工程大学 一种液态燃料热管反应堆
CN111785397A (zh) * 2020-07-17 2020-10-16 中国工程物理研究院核物理与化学研究所 一种基于热管型反应堆的核动力装置及使用方法
CN112865606B (zh) * 2020-12-08 2022-07-22 上海核工程研究设计院有限公司 一种碱金属反应堆电源
CN113012826B (zh) * 2021-03-02 2022-11-22 上海交通大学 小型铅冷快堆堆芯
CN114283953A (zh) * 2021-12-15 2022-04-05 上海交通大学 应用于陆上移动式电源的紧凑堆芯及陆上移动式电源

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* Cited by examiner, † Cited by third party
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