CN1319074C - 采用套管燃料组件的超临界水核反应堆 - Google Patents
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Abstract
本发明属于核反应堆工程技术领域，具体涉及一种采用套管燃料组件的超临界水核反应堆。该套管燃料组件包括同轴的外套管、中套管和中心管，中套管与中心管之间的环形空间内装有毫米级直径的由多层SiC-PyC包复的UO2小球形核燃料元件，进口水流入由外套管和中套管构成的外流道，沿径向穿过中套管和包复颗粒固定床，直接冷却包复颗粒，冷却水被加热后穿过中心管管壁上的椭圆形小孔流入中心管，再流出中心管。这种堆方案可以采用压力壳式，也可以将外套管直接设计成能承受超临界水堆设计压力的承压管。该超临界水核反应堆不需要蒸汽发生器、主循环泵、稳压器、蒸汽分离器和干燥器，系统简单，热效率高、节约铀资源，经济性好，具有全自然循环的固有安全性。
Description
技术领域
本发明属于核反应堆工程技术领域，具体涉及一种采用套管燃料组件的超临界水核反应堆。
背景技术
超临界水核反应堆的运行压力高于水的临界点22.12MPa(临界点的温度374.3℃)，水呈单一介质，在堆内水不发生相变，水温高达510～620℃，采用直接热力循环，因而其净热效率可达45％，比现今的轻水堆高出1/3，用于发电时，可节省30％以上的铀资源，而且最大限度的简化了水反应堆的配置，不需要蒸汽发生器、主循环泵、稳压器、蒸汽分离器和干燥器。超临界水堆核电站不仅可以利用成熟的轻水反应堆技术，而且常规岛完全可以利用超临界火电厂的成熟技术。国际上估计其造价可达到$900/Kwe，发电成本为￠2.9/KWh，和我国现行1000Mwe压水堆核电站目标造价($1300/Kwe)和发电成本(￠4.5/KWh)相比，降幅十分突出。当前，国际正在研制的超临界水反应堆主要包括以下四种方案：
A.东京大学的类似压水堆方案(压力壳受压，棒束燃料组件)；
B.重水慢化CANDU型方案(压力管受压，棒束燃料组件)；
C.美国PNNL的SiC-PyC包复UO2颗粒在超临界水中流态化床沸水堆方案；
D.超临界水快中子堆，可用于燃烧锕系元素。
A、B两种方案分属压力壳型和压力管型，但其燃料组件均为棒束，燃料棒是用不锈钢或镍基合金包壳封装直径1cm左右的UO2柱形芯块。方案A中冷却水由下而上通过棒间流道，吸收燃料元件表面释放的热量，温度上升到堆芯出口温度。方案B中CANDU型反应堆中压力管及其内的棒束燃料组件呈水平方向放置，冷却水沿水平方向通过棒间流道，压力管外有慢化剂D2O。由于超临界水反应堆中水温可高达500～620℃，运行压力高达25MPa，现有的水堆中广泛使用的燃料棒(锆包壳封装外直径1cm左右UO2柱形芯块，内部充气)已不适用，均需研制新包壳材料的燃料元件。
美国PNNL的超临界水堆方案是采用了超临界水直接冷却SiC-PyC包复UO2颗粒燃料，但该方案是使用流态燃料的流态化床堆。
在方案D的超临界水快中子堆设计中，仍然是延用了棒束型燃料组件的设计思路。
包复颗粒UO2燃料元件在高温氦气冷却石墨慢化反应堆中也有应用。西德首创的球床高温氦气冷却石墨慢化反应堆采用直径6厘米的球形燃料元件，将几万个包复颗粒混入石墨基体材料，压制成球，外有5mm厚坚实的石墨球壳。整个堆芯由球形燃料元件组成一个“固定球床”，没有燃料组件结构。美国发展的高温氦气冷却石墨慢化反应堆采用柱状燃料组件，包复颗粒燃料混入石墨基体材料，压制成燃料密实体棒(可视为燃料元件)。每个六边形石墨柱横截面上开有210个燃料孔和108个冷却孔道，两者相间排列，在燃料孔内装填了燃料密实体棒，形成柱状燃料组件。这种包复颗粒燃料从上世纪六十年代起就已用于八个高温氦气冷却反应堆中，包括清华大学核能院建成的10MW热功率高温氦气冷却石墨慢化球床试验反应堆。清华大学核能院为建造高温气冷球床堆，共制造过44批球床堆燃料元件，包复颗粒燃料以UO2(或混以UC2和增殖材料ThO2)为核心，用几层热解碳和Si包复在外。上述的高温氦气冷却石墨慢化反应堆中，冷却剂均不直接接触这种包复颗粒燃料。
发明内容
本发明的目的在于提供一种系统简单，热效率高、节省铀资源，经济性好，安全性高的采用套管燃料组件的超临界水核反应堆。
本发明的技术方案如下：采用套管燃料组件的超临界水核反应堆，包括压力壳以及置于压力壳内的堆芯和控制棒束机构，堆芯由若干个套管燃料组件组成，每个套管燃料组件包括同轴的外套管、中套管和中心管，中套管与中心管之间的环形空间内装有毫米级直径的由多层热解碳PyC和碳化硅SiC包复的UO2小球形核燃料元件，形成一个环形的包复颗粒固定床，构成堆芯的活性段，外套管上部管壁设有进水孔，中套管和中心管管壁上均设有椭圆形小孔，中心管穿过隔板向上延伸与冷却剂出口汇流箱相连；进口水流入由外套管和中套管构成的外流道，进而从活性段各高度，由外向内沿径向穿过中套管管壁上的椭圆形小孔和包复颗粒固定床，直接冷却包复颗粒，冷却水被加热后穿过中心管管壁上的椭圆形小孔流入中心管，再流出中心管。
本发明的另一种技术方案为：采用套管燃料组件的超临界水核反应堆，包括钢壳以及置于钢壳内的堆芯和控制棒束机构，堆芯由若干个套管燃料组件组成，每个套管燃料组件包括同轴的外套管、中套管和中心管，中套管与中心管之间的环形空间内装有毫米级直径的由多层热解碳PyC和碳化硅SiC包复的UO2小球形核燃料元件，形成一个环形的包复颗粒固定床，构成堆芯的活性段，外套管是一个能承受超临界水堆设计压力的承压管，外套管上部设有进水口管嘴，中套管和中心管管壁上均设有椭圆形小孔，并在活性段以上中心管外侧设有绝热层，中心管向上延伸，通过出水口管嘴与堆顶的出口水汇流箱相连接，控制棒驱动机构安装在钢壳的顶部，该钢壳能承受超临界水堆进口水温度相应的设计压力；进口水流入由外套管和中套管构成的外流道，进而从活性段各高度，由外向内沿径向穿过中套管管壁上的椭圆形小孔和包复颗粒固定床，直接冷却包复颗粒，冷却水被加热后穿过中心管管壁上的椭圆形小孔流入中心管，再流出中心管。
本发明的超临界水核反应堆采用了套管燃料组件，将毫米级直径的由多层热解碳PyC和碳化硅SiC(SiC-PyC)包复的UO2小球形核燃料元件置于中间套管中，高温超临界水以低速沿径向流过小球燃料元件随机堆积成的环形固定球床，冷却剂直接接触这种包复颗粒燃料。由于燃料元件的热解碳PyC和碳化硅SiC包复层替代了传统的金属不锈钢包壳，大大减少了不锈钢结构材料的中子寄生吸收。套管燃料组件中包复颗粒燃料呈随机分布堆积成固定床，小颗粒点接触，不存在结构设计上的困难。另外，由于包复颗粒中核燃料颗粒直径为毫米级，超临界水堆冷却剂流量特别小，水在流道中流速低，但是在套管组件中放热极好，包复颗粒燃料元件表面冷却剂温度和冷却剂之间温差不高，所以，UO2小球中心温度和包复颗粒燃料元件表面冷却剂温差以及最大燃料中心温差明显低于一般水堆相应值，大大提高了超临界水堆的安全性。本发明替代并免除了研发适应该类堆使用的高性能金属包壳棒状燃料元件，大大缩短了研发周期和研发费用。
附图说明
图1为(压力壳承压)套管燃料组件超临界水堆结构示意图。
图2为图1的B-B向视图。
图3为(压力壳承压)套管燃料组件超临界水堆另一结构示意图。
图4为(压力壳承压)套管燃料组件结构示意图。
图5为图4的C部放大图。
图6为图4的D部放大图。
图7为图4的B-B向视图。
图8为(管承压)套管燃料组件结构示意图。
图9为图8的B-B向视图。
图10为具有旋转驱动控制棒的堆芯的结构示意图。
图中1.压力壳 2.堆芯 3.套管燃料组件 4.进口水腔 5.出口水腔 6.进水口管嘴 7.出水口管嘴 8.套管式管嘴 9.外套管 10.中套管11.中心管 12.包复颗粒固定床 13.外套管(承压管) 14.中套管 15.中心管 16.包复颗粒固定床 17.旋转驱动控制棒
具体实施方式
下面结合实施例对本发明作进一步详细描述。
实施例一
如图1、图3所示，在一个电功率250Mwe(热功率570Mwt)采用套管燃料组件的超临界水核反应堆实施例中，压力壳1由现行压水堆成熟技术进行制造，结构与现行压水堆的压力壳结构相同。由于压力壳内壁只接触进口水(约280℃)，材料可用碳钢，有不锈钢衬里，压力壳1内设有堆芯2和控制棒束机构。压力壳内堆芯上方区域由绝热隔板分为上、下两部分，下部为进口水腔4，上部为出口水腔5。进口水和出口水的隔离可采用两种方式，一种为压力壳1上分别设有与进口水腔4相通的进水口管嘴6和与出口水腔5相通的出水口管嘴7(见图1)；另一种为压力壳1上设有套管式管嘴8，外管为与进口水腔4相通的进水口管嘴，内管为与出口水腔5相通的出水口管嘴，内管外侧设有热绝缘层(见图3)。堆芯2由若干个套管燃料组件3组成，如图4所示，每个套管燃料组件包括同轴的外套管9、中套管10和中心管11，中套管10与中心管11之间的环形空间内装有毫米级直径的由多层热解碳PyC和碳化硅SiC(SiC-PyC)包复的UO2小球形核燃料元件，形成环形的包复颗粒固定床12，构成堆芯的活性段，外套管9上部管壁设有圆形进水孔，中套管10和中心管11管壁上均设有椭圆形小孔，并在活性段(包复颗粒固定床部分)以上中心管外侧设有绝热层，中心管11穿过隔板向上延伸与冷却剂出口汇流箱相连。外套管9的形状和控制棒束的布置可以有不同的形式。其一，外套管9和中套管10均为适于进口水温度(280℃)的圆形锆合金管，中心管11为适于出口水温度(540℃)的圆形不锈钢管或镍基合金管，外套管9外设有一束用于插入控制棒的导向管，采用压水堆典型控制棒束的驱动机构；其二，外套管9为适于进口水温度(280℃)的六边形锆合金管，中套管10为适于进口水温度(280℃)的圆形锆合金管，中心管11为适于出口水温度(540℃)的圆形不锈钢管或镍基合金管，控制棒放置方式采用典型的沸水堆方式，即在外套管的间隙内设置控制棒。由于外套管的形状为六边形，因此控制棒的形状采用Y字形。上述不同形式的控制棒下部均可带有一段贫铀挤水棒，不仅可以提高堆芯转化比，而且可以补偿燃耗引起的反应性。如图10所示，在用于船、艇时，为降低压力壳高度，控制棒的布置还可以采用如下形式：在反应堆活性区外，水反射层环形区内，布置一圈圆柱形控制棒17，棒的一部分为不锈钢材料，其余部分为含强中子吸收体(如B4C)的不锈钢材料，并采用密封防水电动机旋转驱动该圆柱形控制棒。本发明除采用控制棒控制反应性外，还可以采用现有技术中的各种材料和形式的可燃毒物来控制反应性和展平功率分布。毫米级直径的由多层热解碳PyC和碳化硅SiC包复的UO2小球形核燃料元件的制造工艺为现今的成熟技术，可将制造好的燃料小球直接装入套管燃料组件内。
在超过水的临界压力(23MPa)下运行的冷却剂以280℃温度从压力壳上部的进口管嘴进入后，少量旁流分别向下和向上流入上部和下腔，大部分超临界冷却剂进入堆芯上方进口水腔4，通过外套管9上部管壁上的圆形进水孔流入套管组件外流道，而后通过中套管10管壁上的椭圆形小孔沿管的半径方向横流，进而从活性段各高度，由外向内穿过中套管10与中心管11之间环形空间内燃料小球固定球床的空隙，水和这种包复颗粒燃料直接接触后，从中心管11壁面上的椭圆形小孔流入中心流道时，已加热到540℃，但流体始终呈单相，通过中心管向上流入冷却剂出口汇流箱，并通过压力壳冷却剂出水口管嘴7流向超临界汽轮机进气口，构成了直接热力循环。该超临界水核反应堆可采用硼酸和可燃毒物来控制反应性，利用包复颗粒燃料不同加浓度及可燃毒物展平堆芯中功率分布。堆芯周围安排不锈钢和水的反射层，可以降低压力壳的快中子辐射和压力壳表面射线剂量。
实施例二
本发明的另一种实施方式为采用立式压力管型套管燃料组件的超临界水核反应堆，包括钢壳以及置于钢壳内的堆芯和控制棒束机构，堆芯由若干个套管燃料组件组成，套管燃料组件的结构如图8所示，每个套管燃料组件包括同轴的外套管13、中套管14和中心管15，中套管14与中心管15之间的环形空间内装有毫米级直径的由多层热解碳PyC和碳化硅SiC包复的UO2小球形核燃料元件，形成一个环形的包复颗粒固定床16，构成堆芯的活性段，外套管13是一个能承受超临界水堆设计压力的不锈钢承压管，壁厚为6.6mm，外套管13外设有一束用于插入控制棒的锆合金导向管，控制棒下部可带有一段贫铀挤水棒。外套管13上部设有进水口管嘴，中套管14和中心管15管壁上均设有椭圆形小孔，并在活性段(包复颗粒固定床部分)以上中心管外侧设有绝热层，中心管向上延伸，通过出水口管嘴与堆顶的出口水汇流箱相连接，进口水流入由外套管13和中套管14构成的外流道，进而从活性段各高度，由外向内沿径向穿过中套管14管壁上的椭圆形小孔和包复颗粒固定床16，直接冷却包复颗粒，冷却水被加热后穿过中心管15管壁上的椭圆形小孔流入中心管，再流出中心管。控制棒驱动机构安装在钢壳的顶部。堆芯周围安排不锈钢和水的反射层，可以降低压力容器的快中子辐射和表面射线剂量。如图10所示，在用于船、艇时，控制棒的布置还可以采用如下形式：在反应堆活性区外，水反射层环形区内，布置一圈圆柱形控制棒17，棒的一部分为不锈钢材料，其余部分为含强中子吸收体(如B4C)的不锈钢材料，并采用密封防水电动机旋转驱动该圆柱形控制棒。本方案中不锈钢承压管承受27.5Mpa的压力，其钢壳只需承受与超临界水堆进口水温度相应的设计压力，该钢壳的主要作用是在承压管破裂的失水事故下，缓解堆芯失水速度，提高事故下的安全性。由于钢壳无需承受高压，因此其壁厚远远小于同功率的压水堆。
本发明的采用套管燃料组件的超临界水核反应堆应用前景广阔。用于建造核电站，其性能明显优于已提出的超临界水核反应堆，由于采用包复颗粒燃料，避免了不锈钢或镍基合金包壳燃料元件的研制；通过模块化或管承压式套管燃料组件超临界水核反应堆，避免了大功率堆制造大直径厚壁压力壳的困难。常规岛完全可用火电厂超临界汽轮机组。这种直接热力循环热效率高(42～45％)，造价低(预计$900/Kwe)，节省铀(超过30％)，从而实现低电价。另外，其系统最大限度地简化了水反应堆的设备，不需要蒸汽发生器、主循环泵、稳压器、蒸汽分离器和干燥器，大大提高了可靠性和安全性。同时，由于全自然循环，包复颗粒与水直接接触，增加了固有安全性。其热工安全裕度大、燃耗深、中子经济性好。而且，工程建造的可行性高于第四代先进堆的其它方案。
Claims (16)
1.一种采用套管燃料组件的超临界水核反应堆，包括压力壳(1)以及置于压力壳(1)内的堆芯(2)和控制棒束机构，其特征在于：堆芯(2)由若干个套管燃料组件(3)组成，每个套管燃料组件包括同轴的外套管(9)、中套管(10)和中心管(11)，中套管与中心管之间的环形空间内装有毫米级直径的由多层热解碳PyC和碳化硅SiC包复的UO2小球形核燃料元件，形成一个环形的包复颗粒固定床(12)，构成堆芯的活性段，外套管(9)上部管壁设有进水孔，中套管(10)和中心管(11)管壁上均设有椭圆形小孔，中心管(11)穿过隔板向上延伸与冷却剂出口汇流箱相连；进口水流入由外套管(9)和中套管(10)构成的外流道，进而从活性段各高度，由外向内沿径向穿过中套管(10)管壁上的椭圆形小孔和包复颗粒固定床(12)，直接冷却包复颗粒，冷却水被加热后穿过中心管(11)管壁上的椭圆形小孔流入中心管，再流出中心管。
2.如权利要求1所述的采用套管燃料组件的超临界水核反应堆，其特征在于：所述的外套管(9)和中套管(10)为适于进口水温度材料的圆形管，中心管(11)为适于出口水温度材料的圆形管，并在活性段以上中心管外侧设有绝热层，外套管外设有一束用于插入控制棒的导向管。
3.如权利要求1所述的采用套管燃料组件的超临界水核反应堆，其特征在于：所述的外套管(9)为适于进口水温度材料的六边形管，中套管(10)为适于进口水温度材料的圆形管，中心管(11)为适于出口水温度材料的圆形管，并在活性段以上中心管外侧设有绝热层，外套管的间隙内设置Y字形控制棒。
4.如权利要求1所述的采用套管燃料组件的超临界水核反应堆，其特征在于：在反应堆活性区外，水反射层环形区内，布置一圈圆柱形控制棒(17)，棒的一部分为不锈钢材料，其余部分为含强中子吸收体的不锈钢材料，并采用密封防水电动机旋转驱动该圆柱形控制棒。
5.如权利要求1所述的采用套管燃料组件的超临界水核反应堆，其特征在于：压力壳(1)内堆芯(2)上方区域由绝热隔板分为上、下两部分，下部为进口水腔(4)，上部为出口水腔(5)。
6.如权利要求5所述的采用套管燃料组件的超临界水核反应堆，其特征在于：压力壳(1)上分别设有与进口水腔(4)相通的进水口管嘴(6)和与出口水腔(5)相通的出水口管嘴(7)。
7.如权利要求5所述的采用套管燃料组件的超临界水核反应堆，其特征在于：压力壳(1)上设有套管式管嘴(8)，外管为与进口水腔(4)相通的进水口管嘴，内管为与出口水腔(5)相通的出水口管嘴，内管外侧设有热绝缘层。
8.如权利要求2或3所述的采用套管燃料组件的超临界水核反应堆，其特征在于：控制棒下部带有一段贫铀挤水棒。
9.如权利要求2或3或4所述的采用套管燃料组件的超临界水核反应堆，其特征在于：除采用控制棒外，还采用各种材料和形式的可燃毒物来控制反应性和展平功率分布。
10.如权利要求1～7中任一所述的采用套管燃料组件的超临界水核反应堆，其特征在于：堆芯外设有不锈钢反射层。
11.一种采用套管燃料组件的超临界水核反应堆，包括钢壳以及置于钢壳内的堆芯和控制棒束机构，其特征在于：堆芯由若干个套管燃料组件组成，每个套管燃料组件包括同轴的外套管(13)、中套管(14)和中心管(15)，中套管(14)与中心管(15)之间的环形空间内装有毫米级直径的由多层热解碳PyC和碳化硅SiC包复的UO2小球形核燃料元件，形成一个环形的包复颗粒固定床(16)，构成堆芯的活性段，外套管(13)是一个能承受超临界水堆设计压力的承压管，外套管(13)上部设有进水口管嘴，中套管(14)和中心管(15)管壁上均设有椭圆形小孔，并在活性段以上中心管外侧设有绝热层，中心管向上延伸，通过出水口管嘴与堆顶的出口水汇流箱相连接，控制棒驱动机构安装在钢壳的顶部，该钢壳能承受超临界水堆进口水温度相应的设计压力；进口水流入由外套管(13)和中套管(14)构成的外流道，进而从活性段各高度，由外向内沿径向穿过中套管(14)管壁上的椭圆形小孔和包复颗粒固定床(16)，直接冷却包复颗粒，冷却水被加热后穿过中心管(15)管壁上的椭圆形小孔流入中心管，再流出中心管。
12.如权利要求11所述的采用套管燃料组件的超临界水核反应堆，其特征在于：外套管外设有一束用于插入控制棒的导向管。
13.如权利要求12所述的采用套管燃料组件的超临界水核反应堆，其特征在于：控制棒下部带有一段贫铀挤水棒。
14.如权利要求11所述的采用套管燃料组件的超临界水核反应堆，其特征在于：在反应堆活性区外，水反射层环形区内，布置一圈圆柱形控制棒(17)，棒的一部分为不锈钢材料，其余部分为含强中子吸收体的不锈钢材料，并采用密封防水电动机旋转驱动该圆柱形控制棒。
15.如权利要求12或13或14所述的采用套管燃料组件的超临界水核反应堆，其特征在于：除采用控制棒外，还采用各种材料和形式的可燃毒物来控制反应性和展平功率分布。
16.如权利要求11～14中任一所述的采用套管燃料组件的超临界水核反应堆，其特征在于：堆芯外设有不锈钢反射层。
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