反應堆堆芯

反應堆堆芯

核反應堆的堆芯也稱之為反應堆活性區,由安置在具有一定柵格的堆芯格架中的燃料組件構成,燃料組件由製成一定形狀(板、棒、管)的燃料元件通過各種構件按一定的柵格布置組裝而成,以滿足物理和熱工水力學的要求。核裂變只與核燃料元素的核性質有關,與其物理化學狀態無關,所以核燃料可以以不同的化學和物理形態出現,如金屬、氧化物、碳化物、鹽類、固態、液態……。燃料元件由核燃料和包殼組成,核燃料235U、233U或239Pu原子核的裂變反應在這裡發生。

基本介紹

  • 中文名:反應堆堆芯
  • 外文名:Reactor core
  • 結構:柵格的堆芯格架中的燃料組件構成
  • 作用:核反應堆中的核心構件
  • 反應機理:核裂變反應
  • 特點:燃耗深,裂變產物濃度高
反應堆堆芯的構成,反應堆堆芯物理特性,反應堆堆芯反應性計算,反應堆堆芯燃料循環與燃科管理方式,

反應堆堆芯的構成

反應堆堆體由反應堆壓力容器、金屬堆內構件、石墨和碳磚堆內構件、由燃料元件組成的球床堆芯、控制棒及其驅動機構、吸收球停堆系統等組成。與堆芯直接相關的還包括熱氣導管、蒸汽發生器、氨風機、燃料裝卸系統、氦淨化系統等。
反應堆堆芯是由陶瓷堆內構件砌體構成的環形腔室。環形球床堆芯腔的等效高度11.60m,保證堆芯等效高度11.00m,外直徑4.00m.內直徑2.20m,平衡態堆芯內裝燃料元件球520000個,中心為直徑2.20m的石墨柱區。採用環形球床堆芯目的是為了降低事故工況下燃料元件的最高溫度,以提高反應堆的熱功率。燃料元件球直徑為60mm,燃料元件通過3根裝料管由堆芯上部裝人堆芯;堆芯錐形底部有3根直徑為500mm的卸料管,用於卸出燃料元件。卸料管的直徑足夠大,可避免燃料元件的“搭橋效應”。
陶瓷堆內構件分為頂部反射層、側反射層、底部反射層和中心石墨柱四部分。反射層結構由內向外又分為石墨反射層和含確碳磚結構。石墨反射層結構主要作為活性區的中子反射層,外層碳磚因其導熱係數較小,含有熱中子吸收材料硼,因此它具有隔熱和吸收熱中子的作用。整個石墨反射層結構在高度方向由多層石墨塊組成,每層石墨塊在圓周方向又等分成24塊,各石墨塊之間由石墨銷鍵連線,起到定位和減少氦氣漏流的作用,並使石墨砌體形成一個整體結構。側石墨反射層又分為兩層,均為扇形磚,外層為起支承作用的永久性結構;內層為可更換的石墨磚結構。外層石墨磚有48個冷氦氣孔道,直徑為160mm,內層石墨磚內有24個控制棒導向孔道,直徑為130mm。中心石墨柱也由兩層石墨磚組成,中央是起支承作用的石墨結構,布置了4個氦氣冷卻孔道,孔道直徑為200mm;外圍8塊環形石墨磚,每塊環形石墨磚上有3個吸收球停堆系統的孔道,直徑為90mm。頂反射層分兩層,每層由24塊扇形石墨磚組成,在頂反射層內有三個均布的供球管。底反射層上部由不規則的石墨磚組成,下部有熱氣混合室,由堆芯出來溫度不均勻的熱氦氣經熱氣混合室的環道結構混合後再經熱氣導管通人再熱器和蒸汽發生器。整個堆芯陶瓷結構設定在金屬堆芯殼內,堆芯殼支承在反應堆壓力容器內,堆芯殼與壓力容器通過250℃的冷氦氣進行冷卻,以保證金屬結構不承受高溫。
堆內金屬構件由堆芯殼、上支撐環板、下支撐板、支撐滾珠、壓塊和管件等組成。堆芯殼是一個薄壁型焊接直簡結構,通過24組圓周均勻分布的支撐滾柱組件支撐在壓力容器簡身下部的支撐台上,允許堆芯與石墨構件自由熱膨脹,還可以減低對壓力容器材料的快中子輸照水平。堆芯殼與壓力容器壁之間的環形間隙充以250攝氏度冷氦氣。堆芯殼上端是一-塊厚度為200mm的上支撐環板,主要起增加堆芯殼組件頂部剛度和定位壓塊的作用。整個堆芯和陶瓷結構支承在下支撐板上。下支撐板由兩種扇形板組成,將下支撐板分成內、外兩個環,外環由12個扇形板組成,每塊扇形板由5個支承滾珠支撐;內環由3個扇形板組成.每塊扇形板由3個支撐滾珠支撐。堆內金屬構件提供合理的設計使控制棒孔道、吸收球停堆系統管道、燃料元件裝料管、熱氣導管引出管以及堆內熱電偶組件等貫穿這些構件。燃料元件為全陶瓷型包覆顆粒球形燃料元件,直徑為60mm,其中直徑為50mm的球芯為均勻地彌散了燃料包覆顆粒的石墨基體,元件的外區為5mm厚的不含燃料的石墨球殼。燃料包覆顆粒的核芯為0.5mm的UO2小球,23U的富集度為9.45%,外面包有三層熱解炭和一層SiC,包覆後的顆粒直徑為0.92mm。每個燃料元件的重金屬含量為7g。設計的平均燃耗為80000MWd/tU,燃料元件通過多次循環使乏燃料元件達到的燃耗比較均勻。

反應堆堆芯物理特性

從反應堆物理角度看,球床式高溫氣冷堆具有如下特點:用石墨作為結構材料、反射層和慢化劑,石墨慢化比高,中子吸收截面小;用包覆顆粒形式的低富集度燃料元件,燃科顆粒近似均勻地分散在石墨中,堆芯採用氦氣作為冷卻劑,它對中子近乎透明,堆芯平均工作溫度較高,堆芯連續地裝載新元件與卸出乏燃料元件。同時部分燃耗的燃料元件還將通過堆芯若干次,燃料球隨機地堆積在堆芯,不需要過剩反應性來補償燃耗,僅需補償負荷變化下的氙毒,能達到較高的平均卸料燃耗。因此,高溫、氦冷卻劑,石墨慢化及包覆顆粒燃料四個特點使高溫氣冷堆在物理上具有許多獨特之處。
直徑在1mm左右的包覆顆粒燃料彌散在石墨基體中,從反應堆物理觀點來看是一種準均勻分布。熱中子的自屏因子非常接近1,燃料及轉化材料的共振積分,比大多數熱中子堆大2~3倍。因此,熱中子的非均勻效應不如其他反應堆明顯,燃料的利用更為有效。包覆顆粒結構在高溫下阻滯和包容裂變產物的性能很好,可以達到很高的溫度,保證安全性、同時可以達到高的燃耗。燃耗深,裂變產物濃度高,這也是高溫氣冷堆的一個重要特點。
石墨作為慢化劑,功率密度較小,石墨的慢化能力較差。但石墨的中子吸收截面小。所以,慢化劑對燃料的原子數密度比(簡稱碳鈾比)可以比輕水堆相應的值高很多,而不會造成慢化劑對中子的過多吸收。由於碳鈾比可設計得高,臨界裝量就小(碳鈾比過高時,石墨吸收及臨界裝量也會變大),雖功率密度較低,但燃料比功率(即單位重量的重金屬發出的功率)仍然很高。特別是燃料的準均勻分布,使得它的傳熱面積比較大,因而也允許它的比功率可設計得很高。對於,總功率確定的反應堆,比功率設計得高,燃料初裝量就小,初始投資也就小。
高溫氣冷堆慢化劑及冷卻劑的中子吸收小,也沒有金屬包殼的寄生俘獲,因而“中子經濟”性比較好,可以得到較高的轉化比。尤其可以選針作為轉化材料,充分利用32U在熱譜上的高η值。熱中子堆的比功率一般比快堆大得多。所以一旦實現增殖,儘管增殖比BR剛超過1不多,但也是具有相當的競爭力的,至少可以作為快中子增殖堆的補充手段。因此,熱增殖堆是利用Th資源的最好途徑,而快堆適於採用238U-219Pu循環。同時,在追求固有安全性的目標下,為了保證在事故後,不採用堆芯強迫冷卻的措施,就可以把堆芯衰變餘熱通過熱傳導、熱輻射等方式傳到堆芯外,模組式高溫氣冷堆普遍採用瘦長堆芯,甚至環形堆芯,這種堆芯形式從中子經濟學的角度是不經濟的,但從安全形度是有利的、必要的。

反應堆堆芯反應性計算

堆芯反應性計算由求解中子擴散方程的細網有限差分程式CITATION來實現。能群為4群,採用二維(r, x)幾何。燃料元件在堆芯活性區中按劃分的曲線格線計算和流動,按層、batch 來劃分;而CITATION差分計算, 使用的是矩形格線。在VSOP和CITATION之間將進行截面、通量等在不同的空間格線上的轉換。將VSOP得到的巨觀截面將轉換成CITATION的形式,CITATION得到中子注量率,再轉換到VSOP各層的通量,用於燃耗計算。

反應堆堆芯燃料循環與燃科管理方式

高溫氣冷堆可採用多種燃料循環方式,尤其球床堆可以很容易的實現不同循環方式間的過渡,而不必更換堆體結構。這主要是因為包覆顆粒可以適用於各種可裂變燃料及轉化材料,其體積,大小、裝置、碳鈾比、鈾釷比及非均勻性都可以在較大的範圍內變化,在其他堆中是沒有這樣大的靈活性的。但是,由於高溫氣冷堆然料在芯部的準均勻分布,共振吸收一般都比較大,所以必須採用富集鈾(3%以上)。燃料的循環方式,總括起來可分為二類:閉合燃料循環和不閉合燃料循環。前者對燃料作後處理再加工,後者則不進行。在不作後處理的情況下,儘量實現深燃耗,以保證卸出後乏燃料在現階段已無任何的經濟價值。也可以將高溫氣冷堆的燃料循環區分為用釷和不用釷做轉化材料兩類。
反應堆運行時,隨著燃料的加深、裂變產物的積累,必須及時補給和更換燃料。不同的燃料管理方式對反應堆的物理特性具有重大影響。球床堆和稜柱型堆在燃料的更換及補給方式上有很大差別,從而堆芯的通量及功率分布也有很大不同。對於稜柱狀高溫氣冷堆,多採用停堆換料方式,但會降低電廠的利用率。另外,不能經常停堆也就不能經常換料,這就意昧著必須具備較大的後備反應性,這就增大了控制櫸或可燃毒物上的中子吸收損失。在這方面,運行換料能克服這些缺點。但要實現堆芯所有元件的運行換料是困難的,因為極難使每個元件都配有換料孔道。為此實現部分運行換料是一個好辦法。所謂“補給-增殖”系統就是這樣提出來的。在這一概念中,把堆芯分成兩部分,一部分是僅有燃料沒有轉化材料的補給元件組成的補給區,占芯部體積的25%左右,另一部分是轉化材料為主的增殖元件組成的增殖區,占芯部體積的75%左右。增殖區保持轉化係數CR為1,採用停堆換料方式。因為CR=l,所以消耗的燃料自身得到了補給,它的換料可以設計得與整個動力廠的總維修同步。增殖區通常是次臨界的,所以補給區是必要的。隨著燃料的貧化,補給區必須不斷換料,這就得採用運行換料方式。在這種系統中,補給元件和增殖元件是分開的,僅對增殖元件加工處理,從中提取新生的核燃料。
對於球床式高溫氣冷堆,採用多次通過的燃料循環時,一個燃料球要 通過堆芯幾次才能達到制定的燃耗深度。達到了最終燃耗值的球由燃耗測量裝置挑選出來,不再循環使用而以新球代替之。這樣,堆芯內各種燃耗深度的球是混合的,所以燃耗分布是相當均勻的,這就是多次通過的概念。THTR 300就是採用這種多次通過的方式,每個球通過芯部平均為6次。與多次通過方式相對應,還有一次通過(OTTO)的管理方式。這就是將球的流動速度放慢,只通過堆芯一- 次就達到了最終燃耗值,因而上部只裝人新球,底部卸出的球全部不再返回。這種概念省掉了燃耗測量裝置。由於新的球集中在頂部,而燃耗深的、裂變產物濃度高的球集中在底部,中子通量從堆芯頂到底急劇下降,在堆芯上部出現一個高功率密度區。冷卻劑氦氣從頂部進人,其溫度是芯部最低的,這正好保護了高功率密度區的燃料元件。在稜柱狀高溫氣冷堆中,有時也採用“一次通過”的術語,但概念是不同的。因為柱狀元件不能連續流動,它是將柱狀元件堆中不作再循環的管理方式稱為“一次通過”,而球床堆的“一次通過(OTTO)"是相對於多次通過來說的。對於HTR-PM,採用6次通過的倒料方式。在平均卸料燃耗80000MWd/tU下,每天投、卸燃料元件數為4908個。投料中,818個是新燃料元件,4090個是再循環燃料元件;卸料中,燃耗最深的818個燃料元件作為乏燃料卸出堆外,其餘4090個燃料元件作為再循環燃料元件。

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