CN116543933A - 一种金属燃料基体热管冷却反应堆堆芯结构 - Google Patents
一种金属燃料基体热管冷却反应堆堆芯结构 Download PDFInfo
- Publication number
- CN116543933A CN116543933A CN202310617010.9A CN202310617010A CN116543933A CN 116543933 A CN116543933 A CN 116543933A CN 202310617010 A CN202310617010 A CN 202310617010A CN 116543933 A CN116543933 A CN 116543933A
- Authority
- CN
- China
- Prior art keywords
- fuel
- fuel matrix
- heat pipe
- matrix
- metal
- 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.)
- Granted
Links
- 239000000446 fuel Substances 0.000 title claims abstract description 275
- 239000011159 matrix material Substances 0.000 title claims abstract description 162
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 title claims abstract description 66
- 239000002184 metal Substances 0.000 title claims abstract description 66
- 238000001816 cooling Methods 0.000 title abstract description 17
- 239000000463 material Substances 0.000 claims abstract description 35
- 229910052726 zirconium Inorganic materials 0.000 claims abstract description 35
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 claims description 39
- 239000000956 alloy Substances 0.000 claims description 39
- 238000000429 assembly Methods 0.000 claims description 20
- 230000000712 assembly Effects 0.000 claims description 20
- 238000005253 cladding Methods 0.000 claims description 18
- 229910018072 Al 2 O 3 Inorganic materials 0.000 claims description 10
- 229910052783 alkali metal Inorganic materials 0.000 claims description 9
- 150000001340 alkali metals Chemical class 0.000 claims description 9
- 229910001063 inconels 617 Inorganic materials 0.000 claims description 9
- 239000007788 liquid Substances 0.000 claims description 9
- 238000005555 metalworking Methods 0.000 claims description 9
- 239000012530 fluid Substances 0.000 claims 1
- 230000008961 swelling Effects 0.000 abstract description 18
- 230000004992 fission Effects 0.000 abstract description 16
- NBWXXYPQEPQUSB-UHFFFAOYSA-N uranium zirconium Chemical compound [Zr].[Zr].[U] NBWXXYPQEPQUSB-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 24
- 238000013461 design Methods 0.000 description 22
- 239000008188 pellet Substances 0.000 description 21
- 239000002585 base Substances 0.000 description 18
- 238000012546 transfer Methods 0.000 description 12
- 238000009826 distribution Methods 0.000 description 6
- 229910001093 Zr alloy Inorganic materials 0.000 description 5
- 239000004484 Briquette Substances 0.000 description 4
- QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N Zirconium Chemical compound [Zr] QCWXUUIWCKQGHC-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 3
- 230000006835 compression Effects 0.000 description 3
- 238000007906 compression Methods 0.000 description 3
- 238000005553 drilling Methods 0.000 description 3
- 230000000694 effects Effects 0.000 description 3
- 230000007246 mechanism Effects 0.000 description 3
- 239000000203 mixture Substances 0.000 description 3
- 229910000619 316 stainless steel Inorganic materials 0.000 description 2
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 2
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 2
- 239000000758 substrate Substances 0.000 description 2
- KZEVSDGEBAJOTK-UHFFFAOYSA-N 1-(2,4,6,7-tetrahydrotriazolo[4,5-c]pyridin-5-yl)-2-[5-[2-[[3-(trifluoromethoxy)phenyl]methylamino]pyrimidin-5-yl]-1,3,4-oxadiazol-2-yl]ethanone Chemical compound N1N=NC=2CN(CCC=21)C(CC=1OC(=NN=1)C=1C=NC(=NC=1)NCC1=CC(=CC=C1)OC(F)(F)F)=O KZEVSDGEBAJOTK-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000009825 accumulation Methods 0.000 description 1
- 238000005275 alloying Methods 0.000 description 1
- 230000009286 beneficial effect Effects 0.000 description 1
- 210000004027 cell Anatomy 0.000 description 1
- 210000003850 cellular structure Anatomy 0.000 description 1
- 230000008859 change Effects 0.000 description 1
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 1
- 239000003153 chemical reaction reagent Substances 0.000 description 1
- 238000007796 conventional method Methods 0.000 description 1
- 238000005260 corrosion Methods 0.000 description 1
- 230000007797 corrosion Effects 0.000 description 1
- 230000003247 decreasing effect Effects 0.000 description 1
- 238000012938 design process Methods 0.000 description 1
- 230000001627 detrimental effect Effects 0.000 description 1
- 238000002474 experimental method Methods 0.000 description 1
- 230000020169 heat generation Effects 0.000 description 1
- 230000005764 inhibitory process Effects 0.000 description 1
- 230000007774 longterm Effects 0.000 description 1
- 238000000034 method Methods 0.000 description 1
- 238000012986 modification Methods 0.000 description 1
- 230000004048 modification Effects 0.000 description 1
- 238000002139 neutron reflectometry Methods 0.000 description 1
- 150000004767 nitrides Chemical class 0.000 description 1
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 description 1
- 238000002360 preparation method Methods 0.000 description 1
- 230000008569 process Effects 0.000 description 1
- 238000007493 shaping process Methods 0.000 description 1
- 238000012360 testing method Methods 0.000 description 1
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/24—Promoting flow of the coolant
- G21C15/257—Promoting flow of the coolant using heat-pipes
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
- G21C15/02—Arrangements or disposition of passages in which heat is transferred to the coolant; Coolant flow control devices
-
- 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
- G21C3/60—Metallic fuel; Intermetallic dispersions
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Dispersion Chemistry (AREA)
- Devices And Processes Conducted In The Presence Of Fluids And Solid Particles (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
本发明提供一种金属燃料基体热管冷却反应堆堆芯结构，该堆芯结构包括燃料基体组件和反射层；所述反射层内形成一腔体；所述腔体内沿径向布设有多个燃料基体组件，且多个所述燃料基体组件均采用共边方式相连；每个所述燃料基体组件均包括燃料基体和热管，每个所述燃料基体内均布设有多根热管，且相邻两根所述热管的间距均相等；每个所述燃料基体的燃料材料均采用U‑50％Zr金属燃料。该结构主要用于在热管冷却反应堆中，使用金属燃料基体内置热管的方式，在特种用途堆芯体积限制下有效提高堆芯的功率输出，解决了U‑Zr金属燃料在高温与高燃耗下裂变产物存在肿胀严重的问题。
Description
技术领域
本发明涉及微型核反应堆堆芯技术领域，具体涉及一种U-Zr金属燃料基体热管冷却反应堆堆芯结构。
背景技术
热管冷却反应堆，一般作为可移动式微型堆用于偏远地区及深空供电，其输出功率较小并且在其适用条件下有较为严格的体积限制。对于热管冷却反应堆堆芯，限制其功率能力的主要因素是热管数量与热管传热极限，通过提高单位体积堆芯的热管数量可以提升其功率水平。
金属燃料基体热管冷却反应堆是一种非常有吸引力的特种用途热管微型堆设计方案，是针对热管冷却反应堆堆芯的体积和功率限制而提出的一种更高效的设计理念，属于快中子反应堆，满足第四代核能技术要求和安全标准。该金属燃料基体热管冷却反应堆设计的基本原理是不采用传统热管反应堆合金基体内插燃料棒和热管的方式，而是使用金属燃料作为堆芯基体，钻孔全部内插热管。
金属燃料，与氧化物燃料和氮化物燃料相比，在多方面体现出它的优越性：有着更高的导热性，在作为热管冷却反应堆的基体时能够与传统热管堆合金基体的导热性能相当；高温下具有良好的力学性能，适应热管反应堆较高的工作温度，也可以适应反应堆的功率波动；燃料合金化可以有效防止在其工作温度内发生不利于性能的相变。其中，铀锆(U-Zr)合金燃料具有以下优点：可行核燃料中最高的金属铀密度、很高的热导率、较好的辐照性能、良好的相稳定性、易于制备及后处理等。
基于此，本发明设计了一种采用U-Zr金属燃料作为堆芯基体的热管冷却反应堆堆芯结构。该结构设计通过提高单位体积堆芯内的燃料占比与热管数量，从而提高反应堆的功率水平。但与此同时，U-Zr金属燃料仍然存在一些需要被解决的问题，其中最主要的问题在于，U-Zr金属燃料在高温与高燃耗下裂变产物存在肿胀严重的问题。如何减少U-Zr燃料的肿胀的问题是研究的重点。
发明内容
为解决U-Zr金属燃料在高温与高燃耗下裂变产物存在肿胀严重的问题，本发明的目的在于提供一种单位体积功率更大的U-Zr金属燃料基体热管冷却反应堆堆芯结构。该结构主要用于在热管冷却反应堆中，使用金属燃料基体内置热管的方式，在特种用途堆芯体积限制下有效提高堆芯的功率输出。
本发明通过金属燃料基体化的设计，增大单位堆芯体积的功率水平，提高特种用途热管反应堆在体积限制下的产能。通过增大U-Zr金属燃料中Zr的组分(U-50％Zr)，在保证寿期内百分比燃耗较低的水平的条件下有效地减小燃料基体的裂变产物肿胀。还依靠燃料形状六角形蜂窝煤式设计的力学自约束稳定性和堆叠拓展能力，提高燃料组件的力学安全性能，以及实现大功率堆芯的可能性。
为实现上述目的，本发明的技术方案如下。
一种金属燃料基体热管冷却反应堆堆芯结构，该堆芯结构包括燃料基体组件和反射层；
所述反射层内形成一腔体；
所述腔体内沿径向布设有多个燃料基体组件，且多个所述燃料基体组件均采用共边方式相连；
每个所述燃料基体组件均包括燃料基体和热管，每个所述燃料基体内均布设有多根热管，且相邻两根所述热管的间距均相等；
每个所述燃料基体的燃料材料均采用U-50％Zr金属燃料。
进一步，所述燃料基体的燃料材料的富集度为20％。
进一步，每个所述燃料基体组件均呈正六边形结构。
更进一步，多个所述燃料基体组件密铺布置形成正六边形结构。
更进一步，所述腔体内沿径向布设有19个燃料基体组件。
进一步，多根所述热管密铺布置形成正六边形结构。
更进一步，每个所述燃料基体内均布设有19根热管。
进一步，每根所述热管的包壳材料均采用因科镍617合金或者Mo-14Re合金。
进一步，每根所述热管的碱金属工质采用液态K。
进一步，所述反射层的材料采用Al2O3。
本发明的有益效果：
1、本发明通过提高单位体积堆芯内的燃料占比和热管数量，实现了热管反应堆在体积限制下实现更大的功率输出。
2、本发明的堆芯结构在寿期内的燃耗水平较低，通过降低U组分、提高Zr组分(U-50％Zr)实现了较小的裂变产物肿胀。
3、本发明的蜂窝煤式结构设计具有良好的力学自约束稳定性，可以有效限制燃料钻孔处的燃料膨胀，从而减小结构对热管包壳的压迫，提高了反应堆的安全性。
4、本发明通过每一个燃料堆体组件的六角形结构设计，使堆芯结构可以通过燃料堆体组件堆叠的方式实现很强的拓展能力，从而可以实现较大功率的热管反应堆设计。
附图说明
图1是U-Zr合金不同Zr组分下的裂变气体肿胀趋势图。
图2是本发明实施例1提供的U-50Zr金属燃料基体热管冷却反应堆堆芯结构的径向剖切示意图。
图3是本发明实施例1提供的U-50Zr金属燃料基体热管冷却反应堆堆芯结构的轴向剖切示意图。
图4是本发明实施例1提供的燃料基体组件的结构示意图。
图5是本发明实施例1提供的燃料基体组件在正常运行工况下的燃料基体温度分布图。
图6是本发明实施例1提供的燃料基体组件在正常运行工况下的燃料基体应力值分布图。
图7是本发明实施例1提供的燃料基体组件在正常运行工况下的燃料基体寿期末的体积应变图。
图8是本发明实施例1提供的燃料基体组件中热管传热极限曲线。
图9是本发明实施例7提供的U-50Zr金属燃料基体热管冷却反应堆堆芯结构中6个栅元燃料基体组件功率分布图。
图中，1、反射层；2、燃料基体；3、热管。
具体实施方式
为了使本发明的目的、技术方案及优点更加清楚明白，以下结合实施例，对本发明进行进一步详细说明。应当理解，此处所描述的具体实施例仅仅用以解释本发明，并不用于限定本发明。
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前提下所获得的所有其他实施例，都属于本发明保护的范围。
本发明下述各实施例中，U-50Zr为U-50％Zr，也即U-50％Zr金属燃料的合金成分中，Zr的质量百分比为50％。U-40Zr为U-40％Zr，也即U-40％Zr金属燃料的合金成分中，Zr的质量百分比为40％。U-30Zr为U-30％Zr，也即U-30％Zr金属燃料的合金成分中，Zr的质量百分比为30％。U-20Zr为U-20％Zr，也即U-20％Zr金属燃料的合金成分中，Zr的质量百分比为20％。U-10Zr为U-10％Zr，也即U-10％Zr金属燃料的合金成分中，Zr的质量百分比为10％。U-Zr2为U-43％Zr，也即U-43％Zr金属燃料的合金成分中，Zr的质量百分比为43％。
下述各实施例中所述实验方法如无特殊说明，均为常规方法；所述试剂和材料，如无特殊说明，均可在市场上购买得到。
实施例1
请参阅图2至图4，一种金属燃料基体热管冷却反应堆堆芯结构，该堆芯结构包括燃料基体组件和反射层1。
考虑中子反射能力与成本因素，反射层1的材料采用Al2O3。反射层1内形成一腔体；例如，腔体的径向剖切面的内径宽度为65cm，腔体的径向剖切面的外径尺寸为110cm。腔体的轴向剖切面的内径高度为108.8736cm，腔体的轴向剖切面的外径高度为146cm。
图2和图3显示了金属燃料基体热管冷却反应堆堆芯结构的径向和轴向截面图。如图2，腔体内沿径向布设有19个燃料基体组件，每个燃料基体组件均呈正六边形结构，且19个燃料基体组件均采用共边方式相连，由此使得19个燃料基体组件密铺布置形成正六边形结构。
本实施例中，每个燃料基体的燃料材料均采用富集度为20％的U-50％Zr金属燃料。U-50％Zr金属燃料的合金成分中，Zr的质量百分比为50％。
每个燃料基体组件均包括燃料基体2和热管3，燃料基体2为燃料芯块；每个燃料基体2内均布设有19根热管3，且相邻两根热管3的间距均相等；由此使得19根热管3密铺布置形成正六边形结构。本实施例设计了包含19个六角形燃料组件的六角形堆芯结构，该堆芯结构的径向共由19个燃料基体组件组成，全堆芯结构共有361根热管，该堆芯结构的轴向有88个燃料芯块组成，全堆芯共31768个燃料芯块，设计总功率为7.78MWth。
每根热管3的包壳材料均采用因科镍617合金或者Mo-14Re合金，这主要与热管包壳的工作温度范围有关。每根热管3的碱金属工质采用液态K，工作温度为1150K。
图8提供了金属燃料基体热管冷却反应堆堆芯结构的热管传热极限。如图8，对于热管的设计，在1150K的工作温度下，热管的传热极限是28kWth，将热管传热极限的安全裕量设置为23％，热管的传热极限为21.54kWth。该堆芯结构内最大热管的单管传热为18.7kWth，小于安全条件下的热管极限，热管设计满足安全限值。
我们利用COMSOL做了对于燃料组件在正常运行工况下的传热学与力学性能分析计算。在传热计算中考虑了燃料基体的产热与热管的换热；在力学的计算中考虑了燃料基体的弹性应变、塑形应变、热膨胀与寿期内裂变产物的积累，计算的传热学与力学结果如图5、图6和图7。其中，图5为燃料基体组件的温度分布图；图6为燃料基体组件的应力值分布图；图7为燃料基体组件的寿期末的体积应变图。
由图5至图7可以看出，在正常运行工况下，燃料基体最高温度为1184K，仅高于热管工作温度34K，燃料基体温度符合安全；燃料基体内的最大等效应力为13MPa，低于传统热管堆的基体应力水平，力学符合安全。燃料基体运行寿期内，计算的裂变产物肿胀应变约为0.042，由此可见，提高Zr组分占比(50(wt.)％)显著减小了燃料组件的辐照肿胀。
从结构设计的方面来说，燃料基体组件采用蜂窝煤式结构，具有力学自约束稳定性，即凹面向内膨胀抑制，可以有效减小结构地向内膨胀从而减小对热管的力学压迫，提高了反应堆的安全性；燃料基体组件为六角形设计，可以以蜂窝状形式将组件堆叠拓展以实现堆芯的拓展并增大堆芯的功率。该金属燃料基体设计可以保证燃料在十年寿期内可以安全运行，基本可以满足达到长期不换料的要求，很大程度上提高核反应堆在特种用途下的便利程度与经济性。
本实施例提供的U-50Zr金属燃料基体热管冷却反应堆堆芯结构在设计时参数取值见表1。
表1铅基快堆中空UN燃料设计参数
| 参数 | 值 | 参数 | 值 |
| 燃料基体 | U-50％Zr | 管壁材料 | 因科镍617/Mo-14Re |
| 富集度 | 20％ | 反射层材料 | Al2O3 |
| 热管钻孔半径 | 1cm | 燃料基体的组件数 | 19 |
| 热管半径 | 0.9736cm | 单组件热管数 | 19 |
| 管壁厚 | 0.1cm | 单组件燃料基体体积 | 0.01668m3 |
由表1可见，本发明实施例的堆芯结构通过金属燃料基体化设计，使燃料基体在堆芯结构内的体积占比增大，增加堆芯结构内热管的排布数量，增加热源与热传导效果。另外，在U-Zr合金中增加Zr的组分占比(50％)，能够有效减小裂变产物的肿胀，提高反应堆安全性。在堆芯的工作温度范围内选择合适的堆内材料，考虑其抗腐蚀、抗辐照性能；依据堆芯的体积、功率与用途选用合适的热电转换系统。
实施例2
一种金属燃料基体热管冷却反应堆堆芯结构，该堆芯结构包括燃料基体组件和反射层1。
反射层1的材料采用Al2O3。反射层1内形成一腔体；腔体的径向剖切面的内径宽度为65cm，腔体的径向剖切面的外径尺寸为110cm。腔体的轴向剖切面的内径高度为108.8736cm，腔体的轴向剖切面的外径高度为146cm。
腔体内沿径向布设有19个燃料基体组件，每个燃料基体组件均呈正六边形结构，且19个燃料基体组件均采用共边方式相连，由此使得19个燃料基体组件密铺布置形成正六边形结构。
本实施例中，每个燃料基体的燃料材料均采用富集度为20％的U-10％Zr金属燃料。U-10％Zr金属燃料的合金成分中，Zr的质量百分比为10％。
每个燃料基体组件均包括燃料基体2和热管3，燃料基体2为燃料芯块；每个燃料基体2内均布设有19根热管3，且相邻两根热管3的间距均相等；由此使得19根热管3密铺布置形成正六边形结构。本实施例设计了包含19个六角形燃料组件的六角形堆芯结构，该堆芯结构的径向共由19个燃料基体组件组成，全堆芯结构共有361根热管，该堆芯结构的轴向有88个燃料芯块组成，全堆芯共31768个燃料芯块。
每根热管3的包壳材料均采用因科镍617合金或者Mo-14Re合金，这主要与热管包壳的工作温度范围有关。每根热管3的碱金属工质采用液态K，工作温度为1150K。
实施例3
一种金属燃料基体热管冷却反应堆堆芯结构，该堆芯结构包括燃料基体组件和反射层1。
反射层1的材料采用Al2O3。反射层1内形成一腔体；腔体的径向剖切面的内径宽度为65cm，腔体的径向剖切面的外径尺寸为110cm。腔体的轴向剖切面的内径高度为108.8736cm，腔体的轴向剖切面的外径高度为146cm。
腔体内沿径向布设有19个燃料基体组件，每个燃料基体组件均呈正六边形结构，且19个燃料基体组件均采用共边方式相连，由此使得19个燃料基体组件密铺布置形成正六边形结构。
本实施例中，每个燃料基体的燃料材料均采用富集度为20％的U-20％Zr金属燃料。U-20％Zr金属燃料的合金成分中，Zr的质量百分比为20％。
每个燃料基体组件均包括燃料基体2和热管3，燃料基体2为燃料芯块；每个燃料基体2内均布设有19根热管3，且相邻两根热管3的间距均相等；由此使得19根热管3密铺布置形成正六边形结构。本实施例设计了包含19个六角形燃料组件的六角形堆芯结构，该堆芯结构的径向共由19个燃料基体组件组成，全堆芯结构共有361根热管，该堆芯结构的轴向有88个燃料芯块组成，全堆芯共31768个燃料芯块。
每根热管3的包壳材料均采用因科镍617合金或者Mo-14Re合金，这主要与热管包壳的工作温度范围有关。每根热管3的碱金属工质采用液态K，工作温度为1150K。
实施例4
一种金属燃料基体热管冷却反应堆堆芯结构，该堆芯结构包括燃料基体组件和反射层1。
反射层1的材料采用Al2O3。反射层1内形成一腔体；腔体的径向剖切面的内径宽度为65cm，腔体的径向剖切面的外径尺寸为110cm。腔体的轴向剖切面的内径高度为108.8736cm，腔体的轴向剖切面的外径高度为146cm。
腔体内沿径向布设有19个燃料基体组件，每个燃料基体组件均呈正六边形结构，且19个燃料基体组件均采用共边方式相连，由此使得19个燃料基体组件密铺布置形成正六边形结构。
本实施例中，每个燃料基体的燃料材料均采用富集度为20％的U-30％Zr金属燃料。U-30％Zr金属燃料的合金成分中，Zr的质量百分比为30％。
每个燃料基体组件均包括燃料基体2和热管3，燃料基体2为燃料芯块；每个燃料基体2内均布设有19根热管3，且相邻两根热管3的间距均相等；由此使得19根热管3密铺布置形成正六边形结构。本实施例设计了包含19个六角形燃料组件的六角形堆芯结构，该堆芯结构的径向共由19个燃料基体组件组成，全堆芯结构共有361根热管，该堆芯结构的轴向有88个燃料芯块组成，全堆芯共31768个燃料芯块。
每根热管3的包壳材料均采用因科镍617合金或者Mo-14Re合金，这主要与热管包壳的工作温度范围有关。每根热管3的碱金属工质采用液态K，工作温度为1150K。
实施例5
一种金属燃料基体热管冷却反应堆堆芯结构，该堆芯结构包括燃料基体组件和反射层1。
反射层1的材料采用Al2O3。反射层1内形成一腔体；腔体的径向剖切面的内径宽度为65cm，腔体的径向剖切面的外径尺寸为110cm。腔体的轴向剖切面的内径高度为108.8736cm，腔体的轴向剖切面的外径高度为146cm。
腔体内沿径向布设有19个燃料基体组件，每个燃料基体组件均呈正六边形结构，且19个燃料基体组件均采用共边方式相连，由此使得19个燃料基体组件密铺布置形成正六边形结构。
本实施例中，每个燃料基体的燃料材料均采用富集度为20％的U-40％Zr金属燃料。U-40％Zr金属燃料的合金成分中，Zr的质量百分比为40％。
每个燃料基体组件均包括燃料基体2和热管3，燃料基体2为燃料芯块；每个燃料基体2内均布设有19根热管3，且相邻两根热管3的间距均相等；由此使得19根热管3密铺布置形成正六边形结构。本实施例设计了包含19个六角形燃料组件的六角形堆芯结构，该堆芯结构的径向共由19个燃料基体组件组成，全堆芯结构共有361根热管，该堆芯结构的轴向有88个燃料芯块组成，全堆芯共31768个燃料芯块。
每根热管3的包壳材料均采用因科镍617合金或者Mo-14Re合金，这主要与热管包壳的工作温度范围有关。每根热管3的碱金属工质采用液态K，工作温度为1150K。
实施例6
一种金属燃料基体热管冷却反应堆堆芯结构，该堆芯结构包括燃料基体组件和反射层1。
反射层1的材料采用Al2O3。反射层1内形成一腔体；腔体的径向剖切面的内径宽度为65cm，腔体的径向剖切面的外径尺寸为110cm。腔体的轴向剖切面的内径高度为108.8736cm，腔体的轴向剖切面的外径高度为146cm。
腔体内沿径向布设有19个燃料基体组件，每个燃料基体组件均呈正六边形结构，且19个燃料基体组件均采用共边方式相连，由此使得19个燃料基体组件密铺布置形成正六边形结构。
本实施例中，每个燃料基体的燃料材料均采用富集度为20％的U-Zr2金属燃料。U-Zr2金属燃料的合金成分中，Zr的质量百分比为43％。
每个燃料基体组件均包括燃料基体2和热管3，燃料基体2为燃料芯块；每个燃料基体2内均布设有19根热管3，且相邻两根热管3的间距均相等；由此使得19根热管3密铺布置形成正六边形结构。本实施例设计了包含19个六角形燃料组件的六角形堆芯结构，该堆芯结构的径向共由19个燃料基体组件组成，全堆芯结构共有361根热管，该堆芯结构的轴向有88个燃料芯块组成，全堆芯共31768个燃料芯块。
每根热管3的包壳材料均采用因科镍617合金或者Mo-14Re合金，这主要与热管包壳的工作温度范围有关。每根热管3的碱金属工质采用液态K，工作温度为1150K。
将实施例2的堆芯结构(U-10Zr)与实施例6的堆芯结构(UZr2)进行气体肿胀趋势的机理模型预测，见图1。图1是机理模型预测的UZr2燃料(δ相)与U-10Zr的(γ相)的气体肿胀趋势对比曲线。根据图1反映的U-Zr合金不同组分下裂变气体肿胀趋势可以看出，在燃料基体组件中增大Zr的组分减小U的组分对反应堆的功率与燃耗的负面影响较小，解决了U-Zr金属燃料在高温与高燃耗下裂变产物肿胀严重的问题。
实施例7
一种金属燃料基体热管冷却反应堆堆芯结构，该堆芯结构包括燃料基体组件和反射层1。
反射层1的材料采用Al2O3。反射层1内形成一腔体；腔体的径向剖切面的内径宽度为65cm，腔体的径向剖切面的外径尺寸为110cm。腔体的轴向剖切面的内径高度为108.8736cm，腔体的轴向剖切面的外径高度为146cm。
腔体内沿径向布设有19个燃料基体组件，每个燃料基体组件均呈正六边形结构，且19个燃料基体组件均采用共边方式相连，由此使得19个燃料基体组件密铺布置形成正六边形结构。
本实施例中，每个燃料基体的燃料材料均采用富集度为20％的U-50％Zr金属燃料。U-50％Zr金属燃料的合金成分中，Zr的质量百分比为50％。
每个燃料基体组件均包括燃料基体2和热管3，燃料基体2为燃料芯块；每个燃料基体2内均布设有19根热管3，且相邻两根热管3的间距均相等；由此使得19根热管3密铺布置形成正六边形结构。本实施例设计了包含19个六角形燃料组件的六角形堆芯结构，该堆芯结构的径向共由19个燃料基体组件组成，全堆芯结构共有361根热管，该堆芯结构的轴向有88个燃料芯块组成，全堆芯共31768个燃料芯块。
每根热管3的包壳材料均采用316不锈钢。每根热管3的碱金属工质采用液态K，工作温度为1150K。
本实施例中，在反应堆运行过程中，需要考虑堆芯燃料基体的温度和力学安全性能以及裂变产物肿胀；此外，在高温下，由于316不锈钢的ASME温度限值低于1150K，不再适合该热管反应堆的工作温度范围，需要考虑其他热管包壳材料。
本发明实施例对该热管堆全堆芯进行了物理计算，计算出了该堆芯结构的keff燃耗变化与具有代表性的六个燃料组件栅元的功率分布。堆芯寿期设置为十年，堆芯初始keff为1.006596，寿期内keff变化范围为0.6％。由于该堆芯结构具有一定的对称性，选取代表性栅元组件进行功率分布计算，结果图9所示。
图9是实施例7提供的金属燃料基体热管冷却反应堆堆芯结构中6个栅元燃料基体组件功率分布图。由图9可以看出，实施例7的堆芯结构中6个栅元燃料基体组件存在功率分布不均匀的情况。而对于功率分布不均匀的情况，可以通过更改不同燃料组件内U-Zr合金的组分占比以展平功率。
对于该堆芯结构设计的热管进行了设计与传热极限计算，设计参数与传热极限计算如下：
表2金属燃料基体热管堆的热管设计参数
下面我们对实施例1～6的堆芯结构进行对比，用以解释不同的Zr含量对U-Zr金属燃料的性能影响。
表3不同Zr含量对U-Zr金属燃料的性能影响
注：“-”表示未检测或未检出。
由表3结果分析可知，对裂变气体肿胀而言，高锆合金的肿胀趋势由机理模型对U-10％Zr和U-Zr2进行拟合预测得到，见图1。根据图1反映的U-Zr合金不同组分下裂变气体肿胀趋势可以看出，在燃料基体组件中增大Zr的组分减小U的组分对反应堆的功率与燃耗的负面影响较小，解决了U-Zr金属燃料在高温与高燃耗下裂变产物肿胀严重的问题。
对热导率而言，在同一温度之下，随着锆原子质量百分比的增大，铀锆合金的热导率呈先减小后增大的趋势；但是在锆质量百分比在50％以下时，U-Zr合金的热导率随着锆原子质量百分比的增大存在减小趋势。如表3所示，Zr原子质量百分含量在10％-50％的情形下的热导率，在该区间是减小趋势。然而我们在试验过程中发现，在大于50％的情况下，存在随着Zr含量的增加热导率反而呈增大的趋势。
对热膨胀而言，随Zr含量上升，合金的热膨胀系数不断减小。对裂变气体扩散系数与蠕变而言，高锆合金的裂变气体扩散系数与蠕变率比低锆合金小一个数量级。由此进一步验证了本发明实施例1的堆芯结构在寿期内的燃耗水平较低，通过降低U组分、提高Zr组分(U-50％Zr)实现了较小的裂变产物肿胀。且结合蜂窝煤式结构设计的良好的力学自约束稳定性，可以有效限制燃料钻孔处的燃料膨胀，从而减小结构对热管包壳的压迫，提高了反应堆的安全性。
以上仅为本发明的较佳实施例而已，并不用以限制本发明，凡在本发明的精神和原则之内所作的任何修改、等同替换和改进等，均应包含在本发明的保护范围之内。
Claims (10)
1.一种金属燃料基体热管冷却反应堆堆芯结构，其特征在于，该堆芯结构包括燃料基体组件和反射层；
所述反射层内形成一腔体；
所述腔体内沿径向布设有多个燃料基体组件，且多个所述燃料基体组件均采用共边方式相连；
每个所述燃料基体组件均包括燃料基体和热管，每个所述燃料基体内均布设有多根热管，且相邻两根所述热管的间距均相等；
每个所述燃料基体的燃料材料均采用U-50％Zr金属燃料。
2.根据权利要求1所述的金属燃料基体热管冷却反应堆堆芯结构，其特征在于，所述燃料基体的燃料材料的富集度为20％。
3.根据权利要求1所述的金属燃料基体热管冷却反应堆堆芯结构，其特征在于，每个所述燃料基体组件均呈正六边形结构。
4.根据权利要求3所述的金属燃料基体热管冷却反应堆堆芯结构，其特征在于，多个所述燃料基体组件密铺布置形成正六边形结构。
5.根据权利要求4所述的金属燃料基体热管冷却反应堆堆芯结构，其特征在于，所述腔体内沿径向布设有19个燃料基体组件。
6.根据权利要求1～5中任意一项所述的金属燃料基体热管冷却反应堆堆芯结构，其特征在于，多根所述热管密铺布置形成正六边形结构。
7.根据权利要求6所述的金属燃料基体热管冷却反应堆堆芯结构，其特征在于，每个所述燃料基体内均布设有19根热管。
8.根据权利要求1所述的金属燃料基体热管冷却反应堆堆芯结构，其特征在于，每根所述热管的包壳材料均采用因科镍617合金或者Mo-14Re合金。
9.根据权利要求1所述的金属燃料基体热管冷却反应堆堆芯结构，其特征在于，每根所述热管的碱金属工质采用液态K。
10.根据权利要求1所述的金属燃料基体热管冷却反应堆堆芯结构，其特征在于，所述反射层的材料采用Al2O3。
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN202310617010.9A CN116543933B (zh) | 2023-05-29 | 2023-05-29 | 一种金属燃料基体热管冷却反应堆堆芯结构 |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| CN202310617010.9A CN116543933B (zh) | 2023-05-29 | 2023-05-29 | 一种金属燃料基体热管冷却反应堆堆芯结构 |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| CN116543933A true CN116543933A (zh) | 2023-08-04 |
| CN116543933B CN116543933B (zh) | 2024-01-23 |
Family
ID=87446996
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| CN202310617010.9A Active CN116543933B (zh) | 2023-05-29 | 2023-05-29 | 一种金属燃料基体热管冷却反应堆堆芯结构 |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| CN (1) | CN116543933B (zh) |
Citations (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US20090285348A1 (en) * | 2008-05-15 | 2009-11-19 | Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware | Heat pipe fission fuel element |
| CN102598147A (zh) * | 2009-08-28 | 2012-07-18 | 希尔莱特有限责任公司 | 核裂变反应堆、透气式核裂变燃料模块、其方法以及透气式核裂变燃料模块系统 |
| CN103348413A (zh) * | 2011-05-13 | 2013-10-09 | 尼尔·曼恩 | 核反应堆控制方法及其装置 |
| CN107195333A (zh) * | 2017-06-05 | 2017-09-22 | 中国工程物理研究院材料研究所 | 便携式非能动核电反应堆 |
| KR20190086887A (ko) * | 2018-01-15 | 2019-07-24 | 세종대학교산학협력단 | 토륨 연료 기반 우주원자로 노심 및 이를 구비한 원자로 |
| CN110827998A (zh) * | 2019-11-21 | 2020-02-21 | 中国核动力研究设计院 | 一种氧化铍慢化金属冷却反应堆小型化设计方法及反应堆 |
| JP2021179313A (ja) * | 2020-05-11 | 2021-11-18 | 株式会社東芝 | 原子炉および原子炉の除熱方法 |
| CN113793701A (zh) * | 2021-08-25 | 2021-12-14 | 西安交通大学 | 螺旋十字型金属燃料元件堆芯 |
| US20220172852A1 (en) * | 2020-12-01 | 2022-06-02 | Westinghouse Electric Company Llc | FUEL PELLETS/COMPACTS SURROUNDED BY BERYLLIUM-BASED (Be or BeO or Be2C) SLEEVE FOR USE IN A MICRO-REACTOR |
| CN115862903A (zh) * | 2022-11-28 | 2023-03-28 | 西安交通大学 | 一种纳米多孔材料填充型固态堆芯结构 |
-
2023
- 2023-05-29 CN CN202310617010.9A patent/CN116543933B/zh active Active
Patent Citations (10)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US20090285348A1 (en) * | 2008-05-15 | 2009-11-19 | Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware | Heat pipe fission fuel element |
| CN102598147A (zh) * | 2009-08-28 | 2012-07-18 | 希尔莱特有限责任公司 | 核裂变反应堆、透气式核裂变燃料模块、其方法以及透气式核裂变燃料模块系统 |
| CN103348413A (zh) * | 2011-05-13 | 2013-10-09 | 尼尔·曼恩 | 核反应堆控制方法及其装置 |
| CN107195333A (zh) * | 2017-06-05 | 2017-09-22 | 中国工程物理研究院材料研究所 | 便携式非能动核电反应堆 |
| KR20190086887A (ko) * | 2018-01-15 | 2019-07-24 | 세종대학교산학협력단 | 토륨 연료 기반 우주원자로 노심 및 이를 구비한 원자로 |
| CN110827998A (zh) * | 2019-11-21 | 2020-02-21 | 中国核动力研究设计院 | 一种氧化铍慢化金属冷却反应堆小型化设计方法及反应堆 |
| JP2021179313A (ja) * | 2020-05-11 | 2021-11-18 | 株式会社東芝 | 原子炉および原子炉の除熱方法 |
| US20220172852A1 (en) * | 2020-12-01 | 2022-06-02 | Westinghouse Electric Company Llc | FUEL PELLETS/COMPACTS SURROUNDED BY BERYLLIUM-BASED (Be or BeO or Be2C) SLEEVE FOR USE IN A MICRO-REACTOR |
| CN113793701A (zh) * | 2021-08-25 | 2021-12-14 | 西安交通大学 | 螺旋十字型金属燃料元件堆芯 |
| CN115862903A (zh) * | 2022-11-28 | 2023-03-28 | 西安交通大学 | 一种纳米多孔材料填充型固态堆芯结构 |
Non-Patent Citations (4)
| Title |
|---|
| 李婷;庄坤;尚文;汤晓斌;: "熔盐冷却空间堆的初步中子学设计", 核技术, no. 08 * |
| 王立鹏;江新标;张信一;朱养妮;吴宏春;: "热管式空间快堆精细化燃耗计算分析", 核科学与工程, no. 02 * |
| 胡;徐;: "快堆金属燃料的发展", 原子能科学技术, no. 09 * |
| 路怀玉;唐昌兵;李垣明;柴晓明;李权;李文杰;黄永忠;王璐;: "热管反应堆燃料元件的堆内行为演化模拟研究", 核动力工程, no. 2 * |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| CN116543933B (zh) | 2024-01-23 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| McDonald et al. | Pre-conceptual fuel design concepts for the Canadian super critical water-cooled reactor | |
| CN102770921A (zh) | 核燃料棒和制造供燃料棒使用的燃料芯块的方法 | |
| Kamei et al. | Fuel and core design of super light water reactor with low leakage fuel loading pattern | |
| CN110853774B (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 | |
| EP2997578A2 (en) | Nuclear fuel assembly design | |
| EP4386776A1 (en) | Fuel assembly grid, fuel assembly, and pressurized water reactor core | |
| JP4138763B2 (ja) | 加圧水型原子炉の燃料集合体及び燃料集合体の設計方法 | |
| Ma et al. | Numerical study on thermal-hydraulic performance of a two-sided etched zigzag-type high-temperature printed circuit heat exchanger | |
| CN116543933B (zh) | 一种金属燃料基体热管冷却反应堆堆芯结构 | |
| Wei et al. | Neutronic/thermal‐hydraulic design features of an improved lead‐bismuth cooled small modular fast reactor | |
| CN113270205B (zh) | 一种模块化压力管式气冷微堆堆芯 | |
| 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 | |
| CN113012826B (zh) | 小型铅冷快堆堆芯 | |
| Chen et al. | Preliminary thermal-hydraulic design and analysis of china lead alloy cooled research reactor (CLEAR-I) | |
| JP4953543B2 (ja) | 燃料要素およびこの型の燃料要素を使用する原子炉 | |
| CN113065241B (zh) | 一种预测超临界二氧化碳冷却堆燃料元件主要参数的方法 | |
| Gomes et al. | Improving performance with accident tolerant-fuels | |
| 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 | |
| CN112242203B (zh) | 一种装载fcm燃料的组件栅格布置形式 | |
| Memmott et al. | An Evaluation of the Annular Fuel and Bottle-shaped Fuel Concepts for Sodium Fast Reactors | |
| Conboy et al. | Thermal-hydraulic performance of cross-shaped spiral fuel in high-power-density BWRs | |
| CN220672227U (zh) | 一种钠热管冷却反应堆堆芯 | |
| RU2242810C2 (ru) | Тепловыделяющая сборка водо-водяного энергетического реактора | |
| JP4409191B2 (ja) | 沸騰水型原子炉用燃料集合体 | |
| Zahrádka et al. | Cost Saving When Using Enhanced Conductivity Nuclear Fuel Containing BeO in WWER-1000 Reactors |
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 |